Nghiên cứu ảnh hưởng của các yếu tố cơ học thủy nhiệt đến thanh nhiên liệu sử dụng trong lò phản ứng hạt nhân VVER AES 2006 trong quá trình vận hành bình thường

Các kết quả nghiên cứu trong Luận văn sẽ trình bày những hiểu biết cần thiết về đặc điểm công nghệ lò phản ứng, các đặc trưng thiết kế, cũng như ảnh hưởng của quá trình vận hành đối với

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI

NGUYỄN CÔNG ĐỨC

Nghiên cứu ảnh hưởng của các yếu tố cơ học, thủy nhiệt đến thanh nhiên liệu sử dụng trong lò phản ứng hạt nhân VVER

AES-2006 trong quá trình vận hành bình thường

Chuyên ngành: KỸ THUẬT HẠT NHÂN LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:

PGS TS NGUYỄN TUẤN KHẢI

Hà Nội – 2018

LỜI CAM ĐOAN

Tôi xincam đoan rằngđâylà côngtrình khoahọc chưađược cá nhân hoặc tổ chức nào công bố Tất cả các số liệu trong luận văn đềutrung thực, khách quan và

có nguồn gốc rõ ràng Các kết quả nghiên cứu trong luận văn do tôi tự tìm hiểu, phân tích một cách trung thực, khách quan và phù hợp với thực tiễn của Việt Nam Các kết quả này chưa từng được công bố trong bất kỳ nghiên cứu nào khác

Tôi xin chịu mọi trách nhiệm về công trình nghiên cứu của riêng mình!

Hà Nội, ngày tháng năm 2018

Tác giả Luận văn

Nguyễn Công Đức

LỜI CẢM ƠN

Tôi xin bày tỏ lòng biết ơn đến quý thầy cô giáo đã tham gia giảng dạy lớp cao học khóa 2015B, chuyên ngành Kỹ thuật hạt nhân, các thầy cô Viện Đào tạo Sau đại học – Trường Đại học Bách khoa Hà Nội, Lãnh đạo Viện Kỹ thuật hạt nhân và Vật lý môi trường – Trường Đại học Bách Khoa Hà Nội đã tận tình giúp đỡ, tạo điều kiện cho em trong quá trình học tập và hoàn thành luận văn này

Xin cảm ơn nhóm thực hiện đề tài “Nghiên cứu ảnh hưởng của quá trình vận hành đến tính chất của nhiên liệu và vỏ thanh nhiên liệu trong lò phản ứng VVER-1000” gồm TS Trần Đại Phúc và một số cá nhân khác đã giúp đỡ tôi trong quá trình thực hiện Luận văn

Đặc biệt tôi xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc đến PGS.TS Nguyễn Tuấn Khải

đã định hướng và truyền đạt những kiến thức chuyên môn, những kinh nghiệm vô cùng quý báu trong nghiên cứu khoa học giúp em thực hiện và hoàn thành luận văn này

Mặc dù bản thân đã rất cố gắng nhưng chắc chắn luận văn không tránh khỏi những thiếu sót, rất mong được nhận những ý kiến đóng góp bổ sung của quý thầy

cô và các bạn

Tác giả Luận văn

Nguyễn Công Đức

MỤC LỤC

DANH MỤC THUẬT NGỮ 2

DANH MỤC BẢNG BIỂU 3

DANH MỤC HÌNH VẼ 4

MỞ ĐẦU 1

A Cơ sở thực hiện Luận văn 1

B Mục tiêu và phạm vi nghiên cứu 2

C Phương pháp nghiên cứu 2

D Cấu trúc luận văn 3

CHƯƠNG 1 TỔNG QUAN 4

1.1 Tổng quan tình hình phát triển công nghệ lò phản ứng VVER 4

1.2 Đặc điểm lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 6

1.3 Đặc điểm thiết kế của thanh nhiên liệu hạt nhân 10

1.4 Các biến đổi nhiên liệu dưới tác dụng bức xạ trong điều kiện vận hành lò phản ứng 16

1.5 Những biến đổi cơ nhiệt nhiên liệu hạt nhân trong lò phản ứng 28

1.6 Các quá trình nhiệt thủy lực học và nhiên liệu hạt nhân trong lò phản ứng 42

1.7 Những biến đổi hóa học của nhiên liệu hạt nhân trong lò phản ứng 51

CHƯƠNG 2 CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TOÁN NHIÊN LIỆU FRAPCON-3.568 2.1 Tổng quan chương trình FRAPCON-3.5 68

2.2 Cấu trúc và phương pháp tính của chương trình FRAPCON-3.5 71

2.3 Mô hình chính của chương trình FRAPCON-3.5 75

CHƯƠNG 3 PHÂN TÍCH ĐẶC TRƯNG THANH NHIÊN LIỆU TVS-2006 83 3.1 Đặc điểm thiết kế thanh nhiên liệu TVS-2006 83

3.2 Tiêu chuẩn chấp nhận sử dụng trong phân tích 83

3.3 Phương pháp phân tích và mô hình hóa 88

3.4 Đánh giá thiết kế thanh nhiên liệu TVS-2006 89

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 106

TÀI LIỆU THAM KHẢO 109

PHỤ LỤC 111

DANH MỤC THUẬT NGỮ

BWR Boiling Water Reactor Lò phản ứng hạt nhân nước sôi

CHF Critical Heat Flux Thông lượng nhiệt tới hạn

DNB Departure from Nuclear

IAEA International Atomic Energy

Agency

Cơ quan Năng lượng nguyên tử quốc tế

LOCA Loss Of Coolant Accident Tai nạn/sự cố mất chất tải nhiệt

LWR Light Water Reactor Lò phản ứng hạt nhân nước nhẹ

PCI Pellet Cladding Interaction Tương tác viên gốm - vỏ bọc

PCMI Pellet Cladding Mechanical

PWR Pressurized Water Reactor Lò phản ứng hạt nhân nước áp lực RIA Reactivity Initiated Accident Tai nạn/sự cố khởi phát độ phản ứng SCC Stress Corrosion Cracking Rạn nứt do ăn mòn ứng suất

US NRC United State Nuclear

Regulatory Commission Ủy ban Pháp quy hạt nhân Hoa Kỳ

VVER

(WWER)

Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor/Water-Cooled Water-Moderated Energy Reactor

Lò phản ứng hạt nhân nước áp lực kiểu Nga

DANH MỤC BẢNG BIỂU

Bảng 1 1 Một số thông số thiết kế lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 7 Bảng 1 2 Các thông số chính của vùng hoạt VVER-AES2006 [1] 8 Bảng 2 1 Các khối chính của chương trình FRAPCON-3.5 [3] 71

Bảng 3 1 Dữ liệu phân bố công suất dọc trục tương đối của thanh nhiên liệu [12] 89 Bảng 3 2 Các kết quả tính toán độ bền thanh nhiên liệu 97 Bảng 3 3 Các kết quả tính toán biến dạng hình học thanh nhiên liệu 102 Bảng 3 4 Các kết quả tính toán độ dày lớp oxit và hàm lượng hydro tích lũy 104

DANH MỤC HÌNH VẼ

Hình 1 1: Các thế hệ lò phản ứng hạt nhân VVER 6 Hình 1 2 Mô hình tổ hợp thiết bị vòng sơ cấp lò phản ứng VVER-AES2006 9 Hình 1 3 Bó thanh nhiên liệu lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 [12] 10 Hình 1 4 Thanh nhiên liệu theo thiết kế của Hoa Kỳ-Châu Âu (KSPN-Hàn Quốc) 11 Hình 1 5 Bó thanh nhiên liệu theo thiết kế của Hoa Kỳ-Châu Âu (Westinghouse) 12 Hình 1 6 Thanh nhiên liệu tiêu chuẩn sử dụng trong lò phản ứng VVER-1000 13 Hình 1 7 Thanh nhiên liệu hạt nhân VVER-AES2006 16 Hình 1 8 Tác động của bức xạ nơtron trên vật liệu rắn 19 Hình 1 9 đồ mô tả năng lượng, khoảng chạy, số lượng khuyết tật tạo ra trong quá trình phân rã α và phân hạch UO2 (spph- sản phẩm phân hạch, n.t- nguyên tử) 22 Hình 1 10 Tổn thất năng lượng, khu vực dừng lại của mảnh vỡ hạt nhân và hạt α trong UO2 (Ed là năng lượng ngưỡng chuyển dịch khỏi nút mạng) 23 Hình 1 11 Các khuyết tật trong mạng lưới làm thay đổi tính chất vật liệu 26 Hình 1 12 (a) Sự biến đổi các tính chất của vật liệu theo mật độ dòng nơtron, (b)

Sự thay đổi tế bào mạng tinh thể hợp kim zirconi dưới tác dụng chiếu xạ 27 Hình 1 13 Phân bố nhiệt độ giữa nhiên liệu và chất làm mát phụ thuộc công suất nhiệt tuyến tính 34 Hình 1 14 Sự thay đổi vi cấu trúc nhiên liệu UO2 phụ thuộc nhiệt độ và độ cháy 37 Hình 1 15 Sự biến đổi hình dạng viên gốm và vỏ thanh nhiên liệu trong lò phản ứng [4] 37 Hình 1 16 Ảnh hưởng của nhiên liệu tới vỏ bọc E110RXA tại các giai đoạn khác nhau trong lò phản ứng VVER: 38 Hình 1 17 Thử nghiệm thay đổi độ cong thanh nhiên liệu TVSA và TVS-2 theo chiều cao 38 Hình 1 18 Đặc trưng biến dạng theo thời gian của quá trình rão vật liệu 40 Hình 1 19 Dữ liệu về quá trình mỏi của hợp kim zircaloy-2 đã chiếu xạ 41

Hình 1 20 Biến dạng hình học thanh nhiên liệu, (a) kiểu chữ S, (b) kiểu chữ C [6]

48

Hình 1 21 Quan hệ giữa độ cong bó thanh và độ lệch khỏi kích thước khe hở danh định giữa các bó thanh 48

Hình 1 22 Tỷ lệ các dạng ăn mòn khác nhau trên vỏ bọc nhiên liệu ở Mỹ [4] 51

Hình 1 23 Các phản ứng chính xảy ra trong ba giai đoạn của quá trình 53

Hình 1 24 Trạng thái vỏ bọc phản ánh các quá trình hóa - lý phức tạp diễn ra trong thanh nhiên liệu hạt nhân 56

Hình 1 25 Sơ đồ vi cấu trúc của zirconi oxit tạo thành trong các điều kiện khác nhau 57

Hình 1 26 Cơ chế ăn mòn dạng hạch 58

Hình 1 27 Hiện tượng rạn nứt do ăn mòn ứng suất (SCC) 65

Hình 1 28 Sự phụ thuộc của SCC gây ra bởi hơi iot vào thời gian phơi chiếu 65

Hình 2 1 Sơ đồ giản lược của chương trình FRAPCON-3.5 [3] 69

Hình 2 2 Lưu đồ tính toán của chương trình FRAPCON-3.5 [3] 72

Hình 2 3 Lưu đồ gọi các thủ tục con của chương trình FRAPCON-3.5 [3] 74

Hình 2 4 Phân bố nhiệt độ thanh nhiên liệu hạt nhân [3] 76

Hình 2 5 Lưu đồ tính toán nhiệt độ nhiên liệu và vỏ bọc [3] [4] 76

Hình 2 6 Phân bố điểm lưới sai phân [3] 78

Hình 2 7 Lưu đồ tính toán biến dạng đàn hồi [3] 80

Hình 3 1 Tốc độ sinh nhiệt tuyến tính của thanh nhiên liệu TVS-2006 [12] 89

Hình 3 2 Nhiệt độ trung bình của nhiên liệu trong 4 chu kỳ vận hành 92

Hình 3 3 Nhiệt độ trung bình tâm nhiên liệu theo chiều dọc thanh nhiên liệu 92

Hình 3 4 Nhiệt độ trung bình lớp vỏ bọc theo chiều dọc thanh nhiên liệu 93

Hình 3 5 Nhiệt độ bề mặt bên ngoài lớp vỏ bọc theo chiều dọc thanh nhiên liệu 93

Hình 3 6 Tỷ lệ phát tán khí phân hạch của thanh nhiên liệu 94

Hình 3 7 Tỷ lệ phát tán khí phân hạch theo trục thanh nhiên liệu 94

Hình 3 8 Áp suất khí bên trong thanh nhiên liệu 95

Hình 3 9 Độ cháy trung bình của thanh nhiên liệu trong 4 chu kỳ vận hành 95

Hình 3 10 Độ cháy theo chiều dọc thanh nhiên liệu 96

Hình 3 11 Ứng suất hiệu dụng của vỏ bọc theo trục thanh nhiên liệu 98

Hình 3 12 Ứng suất tiếp tuyến của vỏ bọc theo trục thanh nhiên liệu 99

Hình 3 13 Biến dạng tiếp tuyến của vỏ bọc theo trục thanh nhiên liệu 99

Hình 3 14 Biến dạng đàn hồi tiếp tuyến của vỏ bọc theo trục thanh nhiên liệu 100

Hình 3 15 Biến dạng đàn hồi hướng trục theo trục thanh nhiên liệu 100

Hình 3 16 Biến dạng đàn hồi hướng tâm theo trục thanh nhiên liệu 101

Hình 3 17 Độ giãn dài của vỏ bọc thanh nhiên liệu trong quá trình vận hành 102

Hình 3 18 Tốc độ rão của vỏ bọc theo trục thanh nhiên liệu 103

Hình 3 19 Tốc độ phồng nở của nhiên liệu theo trục thanh nhiên liệu 103

Hình 3 20 Độ dày lớp oxit trên bề mặt vỏ bọc theo trục thanh nhiên liệu 105

Hình 3 21 Hàm lượng hydro tích lũy trong vỏ bọc theo trục thanh nhiên liệu 105

MỞ ĐẦU

A Cơ sở thực hiện Luận văn

Trong nhiều năm qua, thiết kế thanh nhiên liệu sử dụng trong các loại lò phản ứng hạt nhân không ngừng được cải tiến nhằm tối ưu hóa các đặc trưng vận hành trong vùng hoạt lò phản ứng Trong suốt quá trình cải tiến nhiên liệu, các thay đổi chủ yếu tập trung vào hình dạng, vật liệu, cấu trúc và kích thước của thanh nhiên liệu nhằm đáp ứng các điều kiện vận hành khác nhau của lò phản ứng Do đó, các

dự đoán sát về hiệu năng nhiên liệu trở nên rất quan trọng đối với việc thiết kế và đánh giá an toàn thanh nhiên liệu hạt nhân (TNLHN) Điều này cho phép vận hành nhà máy điện hạt nhân một cách hiệu quả và an toàn; tăng hiệu quả kinh tế và quản

lý nhiên liệu hạt nhân

Trong những năm gần đây, các cơ quan, viện nghiên cứu của Việt Nam đã các nghiên cứu về lò phản ứng hạt nhân như: các đề tài nghiên cứu về lò phản ứng nước nhẹ của Mỹ và Nga (công nghệ lò AP-1000, VVER-1000, VVER-1200), nhưng vẫn

có rất ít các nghiên cứu, phân tích an toàn về các đặc tính cơ học, thủy nhiệt của thanh nhiên liệu hạt nhân trong điều kiện vận hành bình thường Hầu hết các chương trình tính toán được sử dụng hiện nay cho mục đích phân tích an toàn đa phần chỉ về khía cạnh thủy nhiệt (chương trình RELAP5, RELAP/SCDAP, CATHARE, MELCOR,…) hay về khía cạnh vật lý (MCNP, MVP, SRAC,…) Các nghiên cứu và chương trình tính toán về nhiên liệu hạt nhân còn rất hạn chế, đặc biệt là về nhiên liệu của lò phản ứng VVER AES-2006

Các kết quả nghiên cứu trong Luận văn sẽ trình bày những hiểu biết cần thiết

về đặc điểm công nghệ lò phản ứng, các đặc trưng thiết kế, cũng như ảnh hưởng của quá trình vận hành đối với thanh nhiên liệu hạt nhân nhằm nâng cao năng lực phân tích an toàn, phục vụ cho việc phân tích, đánh giá an toàn lò phản ứng hạt nhân

B Mục tiêu và phạm vi nghiên cứu

- Luận văn “Nghiên cứu ảnh hưởng của các yếu tố cơ học, thủy nhiệt đến thanh nhiên liệu sử dụng trong lò phản ứng hạt nhân VVER AES-2006 trong quá trình vận hành bình thường” đặt ra mục tiêu áp dụng chương trình

FRAPCON 3.5 để đánh giá sự tác động của các yếu tố cơ học, thủy nhiệt đến thanh nhiên liệu của lò phản ứng VVER AES-2006, loại lò tiên tiến nhất của Liên bang Nga hiện nay trong quá trình vận hành bình thường; phân tích các đặc trưng của thanh nhiên liệu trong trạng thái vận hành ổn định, phục vụ đánh giá thiết kế thanh nhiên liệu sử dụng trong lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006

Luận văn nghiên cứu tập trung trong phạm vi đối với lò phản ứng nước áp lực (VVER-1200), trong đó các vấn đề liên quan chủ yếu đến các đặc trưng của thanh nhiên liệu trong trạng thái hoạt động ổn định của lò phản ứng Các tính toán cụ thể được áp dụng đối với thanh nhiên liệu của lò phản ứng VVER-AES2006 bằng chương trình tính toán nhiên liệu FRAPCON-3.5

C Phương pháp nghiên cứu

• Phương pháp hồi cứu tài liệu: Nhằm thu thập tài liệu làm cơ sở lý luận cho nội dung nghiên cứu Tài liệu thu thập gồm có:

- Các tài liệu về sự phát triển của lĩnh vực điện hạt nhân trên thế giới, cũng như sự cải tiến của các thế hệ lò phản ứng hạt nhân;

- Các quy định và tiêu chuẩn của Cơ quan Năng lượng nguyên tử quốc tế (IAEA), Ủy ban pháp quy Hoa Kỳ (US.NRC), Cơ quan pháp quy Liên Bang Nga về việc đảm bảo vận hành nhà máy điện hạt nhân;

- Các tài liệu về công nghệ lò phản ứng hạt nhân VVER của Liên Bang Nga bao gồm VVER-AES2006, trong đó có đặc trưng thiết kế của thanh nhiên liệu TVS-2006;

- Các tài liệu về đặc trưng vận hành trong điều kiện bình thường của lò phản ứng hạt nhân;

- Các công trình nghiên cứu về đặc trưng của thanh nhiên liệu trong lò phản ứng hạt nhân;

- Các tài liệu về cơ sở tính toán của chương trình tính toán nhiên liệu FRAPCON-3.5

• Phương pháp trực quan: Sử dụng chương trình tính toán nhiên liệu FRAPCON-3.5 tính toán các đặc trưng của thanh nhiên liệu hạt nhân VVER-AES2006 trong điều kiện vận hành ổn định Phân tích, đánh giá kết quả thu được và

so sánh với các tiêu chuẩn vận hành

D Cấu trúc luận văn

Luận văn gồm các phần sau:

- Phần mở đầu: Giới thiệu khái quát về đề tài, mục đích nghiên cứu, nhiệm

vụ nghiên cứu,…

- Phần kết quả nghiên cứu: Gồm 03 chương

• Chương 1: Tổng quan

• Chương 2: Chương trình tính toán nhiên liệu FRAPCON-3.5

• Chương 3: Phân tích đặc trưng thanh nhiên liệu TVS-2006

- Phần kết luận và kiến nghị

- Tài liệu tham khảo

- Phụ lục

CHƯƠNG 1 TỔNG QUAN 1.1 Tổng quan tình hình phát triển công nghệ lò phản ứng VVER

VVER hay WWER (Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor, Water-Cooled Water-Moderated Energy Reactor) là loại lò phản ứng nước áp lực được các nhà thiết kế Liên Bang Nga nghiên cứu và chế tạo từ những năm 60 của thế kỷ trước Trong các phiên bản của thế hệ lò VVER được thiết kế có mức công suất điện từ

300 MWe đến 1700 MWe, sử dụng nước nhẹ là chất làm chậm và đồng thời là chất tải nhiệt, tương tự như loại lò phản ứng nước áp lực PWR Tuy nhiên, VVER không phải là một phiên bản của lò PWR do mang những đặc trưng riêng khác biệt trong thiết kế và vật liệu sử dụng

Một số đặc trưng riêng biệt của thế hệ lò VVER:

- Sử dụng bình sinh hơi nằm ngang, đảm bảo an toàn tối ưu đối với các nguy

cơ thường gặp như sự ăn mòn cơ học hay nứt gãy do ăn mòn ứng suất (SCC),… của các ống trao đổi nhiệt, một trong những nguyên nhân dẫn tới tai nạn mất chất tải nhiệt (LOCA);

- Sử dụng các bó nhiên liệu hạt nhân có cấu trúc dạng lục lăng;

- Không có các ống dẫn vào/ra ở đáy thùng lò;

- Sử dụng bình điều áp loại lớn, đảm bảo khả năng an toàn của lò phản ứng do tích trữ lượng nước làm mát lớn

Thế hệ lò VVER đầu tiên được xây dựng từ những năm 1960 ở Liên Xô cũ Sau đó, các lò phản ứng VVER-440 và VVER-1000 được thiết kế và tiếp tục xây dựng ở Liên Xô cũ và một số nước Đông Âu khác, trong đó phiên bản VVER-440/V230 với mức công suất điện 440 MWe là thiết kế phổ biến nhất VVER-440/V230 sử dụng 6 vòng làm mát sơ cấp với 6 bình sinh hơi nằm ngang, với hệ thống an toàn có độ dư gấp đôi Một phiên bản cải tiến khác của VVER-440 là VVER-440/V213, đây là phiên bản đầu tiên đạt tiêu chuẩn an toàn hạt nhân của các nhà thiết kế Liên Bang Nga VVER-440/V213 được trang bị hệ thống cấp cứu vùng

hoạt khẩn cấp (ECCS) và hệ thống cấp nước phụ trợ (AFS) cũng như nâng cấp các

hệ thống khoanh vùng tai nạn

Sau năm 1975, các nhà thiết kế Liên Bang Nga đã cho ra đời phiên bản VVER-1000 với các cải tiến đáng kể hơn so với các phiên bản VVER trước đó VVER-1000 đáp ứng công suất điện 1000 MWe với 4 vòng làm mát sơ cấp có cấu trúc được bao bọc bởi lớp vỏ nhà lò với hệ thống phun hơi nước giúp tải nhiệt dư cho vỏ nhà lò Các thiết kế lò phản ứng VVER-1000 được xây dựng kết hợp giữa các hệ thống kiểm soát an toàn chủ động, các hệ thống an toàn thụ động và các hệ thống an toàn tòa nhà lò theo liên kết quy chuẩn với các lò phản ứng hạt nhân thuộc thế hệ III của các nước phương Tây

Phiên bản VVER-1000/V-320 được coi là phiên bản thiết kế tiêu chuẩn của công nghệ lò VVER-1000 Dựa trên kinh nghiệm thiết kế, kinh nghiệm vận hành các tổ lò VVER-1000/V-320 này, cùng với sự tiếp thu công nghệ từ lò PWR của Tây Âu và đáp ứng các yêu cầu mới của các văn bản pháp quy Liên Bang Nga cũng như các quy chuẩn quốc tế, các nhà thiết kế của Liên Bang Nga đã cho ra đời các thiết kế mới với nhiều cải thiện về độ tin cậy, khả năng đáp ứng an toàn và tính kinh

tế như VVER-1000/V-428 (AES-91) hay VVER-1000/V-392 (AES-92)

Phiên bản VVER-1200 (VVER-AES2006) hiện tại đang là cải tiến mới nhất của thế hệ VVER Thiết kế VVER-AES2006 đáp ứng mức công suất điện 1.200 MWe với việc tối ưu hóa áp dụng công nghệ an toàn chủ động và thụ động Điểm khác biệt quan trọng của thiết kế VVER-AES2006 đó là khả năng thực hiện độc lập các chức năng an toàn và khả năng hoạt động hài hòa giữa hai hệ thống an toàn chủ động và thụ động

Hai phiên bản khác nhau của thiết kế VVER-AES2006 là VVER-1200/V-491 (Viện thiết kế St Peterburg) [1] và VVER-1200/V-392M (Viện thiết kế Moscow) Hiện tại, thiết kế VVER-AES2006 đang được đầu tư xây dựng và chuẩn bị đưa vào vận hành tại ba nhà máy Novovoronezh II, Leningrad II và Baltic (Kaliningrad) (Liên Bang Nga) Ngoài ra, còn rất nhiều nhà máy tại Liên Bang Nga cũng như các

nước khác như Cộng hòa Séc, Thổ Nhĩ Kỳ hay Cộng hòa Belarus,… cũng đã lựa chọn hoặc đang trong quá trình xem xét lựa chọn xây dựng theo thiết kế này

Hiện nay, các thế hệ lò phản ứng VVER đang được vận hành, lắp ráp xây dựng và xem xét lựa chọn rộng rãi tại nhiều quốc gia trên thế giới với sự đảm bảo

về mặt công nghệ như Ukraine, Iran, Trung Quốc, Ấn Độ, Thổ Nhĩ Kỳ, Belarus, Bangladesh, Bulgaria và Việt Nam Hình 1.1 mô tả các thế hệ phát triển lò phản ứng hạt nhân VVER

Hình 1 1: Các thế hệ lò phản ứng hạt nhân VVER

1.2 Đặc điểm lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006

Lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 là phiên bản thiết kế thuộc thế hệ III+ được hoàn thiện dựa trên cơ sở tích lũy kinh nghiệm thiết kế, kinh nghiệm vận hành các lò phản ứng VVER-1000/V-320 ở Nga, cũng như kinh nghiệm xây dựng, vận hành NMĐHN VVER ở Ấn Độ, Trung Quốc và nhiều quốc gia khác (Hình 1.2) Các yêu cầu đặt ra đối với thiết kế là đảm bảo ba điều kiện cơ bản đó là áp dụng các giải pháp và cách tiếp cận mới; đảm bào độ an toàn và hiệu quả kinh tế

Hai phiên bản thiết kế của lò phản ứng VVER-AES2006 là V491 và V392M hoàn toàn tương tự nhau và cũng mang các đặc trưng của loại lò VVER với thiết kế bình sinh hơi nằm ngang, bó thanh nhiên liệu hình lục lăng (Hình 1.3), ô lưới nạp

tải vùng hoạt dạng kênh tam giác Tuy nhiên điểm khác biệt duy nhất giữa hai phiên bản thiết kế này đó là dựa trên các cách tiếp cận khác nhau về hệ thống an toàn lò phản ứng Nếu như trong phiên bản VVER-AES2006/V392M tối ưu hơn về hệ thống an toàn thụ động nhằm giảm sự phụ thuộc vào lỗi do con người thì phiên bản VVER-AES2006/V491 lại tối ưu hơn về hệ thống an toàn chủ động khi có tới 4 kênh an toàn chủ động so với 2 kênh của phiên bản VVER-AES2006/V392M

Các thành phần chính của lò phản ứng VVER-AES2006 bao gồm:

- Lò phản ứng;

- Hệ thống tuần hoàn vòng sơ cấp;

- Hệ thống cân bằng áp suất vòng sơ cấp và bình điều áp;

- Hệ thống cấp/xả vòng sơ cấp, bao gồm bộ phận điều tiết axit boric;

- Hệ thống đường cấp nước và đường dẫn hơi vòng sơ cấp;

- Hệ thống kiểm soát và bảo vệ;

7 Nhiệt độ chất làm mát lối vào, oC 298,6

8 Nhiệt độ chất làm mát lối ra, oC 329,7

9 Lưu lượng chất làm mát, m3/h 85.600±2.900

10 Công suất 1 bình sinh hơi, t/h 1.602+112

Vùng hoạt của lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 gồm 163 bó thanh nhiên liệu và có tới 121 thanh hấp thụ của hệ thống bảo vệ và kiểm soát (CPSAR) (Bảng 1.2) Các bó thanh nhiên liệu được đưa vào trong cấu trúc vùng hoạt theo các yêu cầu đáp ứng [14]:

- Công suất nhiệt danh định của vùng hoạt 3.200 MWt;

- Chu kỳ thay đảo nhiên liệu vận hành 12 tháng

Chu trình nhiên liệu thiết kế của lò phản ứng VVER-AES2006 dựa trên các yêu cầu thiết kế:

- Công suất điện danh định 1.200 MW (công suất nhiệt 3.200 MWt);

- Tăng chu trình nhiên liệu 4 năm với chu kỳ thay đảo 12 tháng;

- Tăng độ làm giàu nhiên liệu cực đại lên tới 5% U235 (4,95±0,05%);

- Thời gian đáp ứng và độ hiệu dụng của các hệ thống bảo vệ khẩn cấp đủ khả dụng để đưa vùng hoạt vào trạng thái dưới tới hạn và duy trì trạng thái này trong suốt quá trình làm nguội tới 100 oC mà không cần bơm dung dịch chứa boron;

- Đáp ứng chu trình nhiên liệu hiệu quả vận hành và tính kinh tế so với các lò phản ứng thương mại của nước ngoài

Bảng 1 2 Các thông số chính của vùng hoạt VVER-AES2006 [1]

Số bó thanh nhiên liệu chứa thanh hấp thụ CPSAR 121

-4

Lưu lượng chất làm mát (tại nhiệt độ lối vào), m3/hr 83.420±2.900

Chiều cao cột nhiên liệu (ở trạng thái lạnh), m 3,73

Thời gian thông thường FA trong vùng hoạt với chu kỳ thay đảo

hàng năm, chu kỳ

3-4

Thời gian cho phép tối đa FA ở trong vùng hoạt, EFPD 49.000

Thời gian hoạt động hiệu dụng cực đại của FA giữa các lần thay

đảo (đối với chu kỳ nhiên liệu 12 tháng), EFPD

8.400

Thời gian rơi của CPSAR sau tín hiệu dập lò scram, s 1,2-4,0

Hình 1 2 Mô hình tổ hợp thiết bị vòng sơ cấp lò phản ứng VVER-AES2006

Hình 1 3 Bó thanh nhiên liệu lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 [12]

1.3 Đặc điểm thiết kế của thanh nhiên liệu hạt nhân

Công nghệ chế tạo nhiên liệu lò phản ứng hạt nhân đã có lịch sử phát triển trên 50 năm Trong suốt hơn 50 năm qua, công nghệ chế tạo nhiên liệu hạt nhân luôn luôn được cải tiến và phát triển Để nâng cao hiệu suất của nhiên liệu hạt nhân, các nhà thiết kế đã chú trọng cải tiến trên mọi phương diện đối với viên nhiên liệu, thanh nhiên liệu hạt nhân và cấu trúc của bó thanh nhiên liệu hạt nhân Ban đầu các

lò phản ứng hạt nhân như lò PWR với thiết kế nhiên liệu 14x14, 15x15, lò VVER với thiết kế KA-S và lò ABWR với thiết kế 6x6, nay đã được cải tiến thành thiết kế 17x17, TVS-2M và 10x10 Về độ giàu của nhiên liệu, trước kia người ta sử dụng nhiên liệu có độ làm giàu thấp, dưới 3,5% U235, nay độ giàu đã gia tăng lên đến 5-7% U235, UO2 + GD2O3 và MOX (UO2-PuO2)

Các loại nhiên liệu nói trên, từ cấu trúc lớp vỏ thanh nhiên liệu, màn lưới đệm, các ống dẫn thanh điều khiển đến các cấu trúc của đầu trên và dưới của bó TNLHN đều được cải tiến liên tục Ngoài mục đích mang lại lợi ích về mặt tài chính, những cải tiến trên có mục đích làm tối ưu hóa hiệu suất của TNLHN và bó TNLHN đối với những hiện tượng vật lý nơtron, hiện tượng thủy nhiệt và thủy động học trong vùng hoạt lò phản ứng

Dựa trên thiết kế ban đầu của thanh nhiên liệu hạt nhân sử dụng trong lò phản ứng nước áp lực của nhà máy điện hạt nhân đầu tiên, khối các nước Hoa Kỳ, Pháp,

Bỉ, Đức, Nga,… và sau đó là các nước Nhật Bản, Hàn Quốc đã phát triển các thiết

kế của mình với những đặc điểm riêng đáp ứng theo các yêu cầu cụ thể trong vận hành Về cơ bản thì hình dạng, thành phần cấu trúc của thanh nhiên liệu sử dụng trong lò phản ứng nước áp lực của các thiết kế là như nhau Trong đó, thanh nhiên liệu có dạng hình trụ, các viên gốm nhiên liệu UO2/UO2-Gd2O3 được làm giàu đồng

vị (235U) ở mức thấp và nạp vào trong ống vỏ bọc bằng hợp kim zirconi, sau khi khí heli được nạp vào thì hai đầu ống được hàn kín Bên trong thanh có bộ phận lò xo bằng thép không gỉ giúp ổn định cột nhiên liệu trong quá trình vận chuyển hoặc nạp tải vào vùng hoạt Tuy nhiên, theo hình dạng bó thanh nhiên liệu được lắp ráp và cấu trúc nạp tải ô lưới nhiên liệu trong vùng hoạt, có thể tạm chia thiết kế của thanh nhiên liệu hạt nhân thành 2 xu hướng đó là: Thanh nhiên liệu theo thiết kế của Hoa Kỳ-Châu Âu (PWR) bao gồm các nước Hoa Kỳ, Pháp, Bỉ, Đức, Nhật Bản, Hàn Quốc và thanh nhiên liệu theo thiết kế của Liên Bang Nga (VVER)

Đối với hệ thống nhiên liệu theo thiết kế của Hoa Kỳ-Châu Âu thì điểm chung của khối các nước này đó là các thanh nhiên liệu được lắp ráp thành bó thanh có dạng hộp vuông kích thước 14x14, 15x15, 16x16 hoặc 17x17 thanh và cấu trúc nạp tải ô lưới nhiên liệu trong vùng hoạt theo dạng kênh vuông Sự khác biệt chủ yếu trong các thiết kế đó là các thay đổi về kích thước của từng bộ phận cấu tạo và vật liệu sử dụng làm vỏ bọc nhiên liệu như hợp kim M5 (Pháp), Zirlo (Hàn Quốc), Zircaloy-4 (Pháp, Nhật Bản),… Tuy nhiên, đây đều là các loại vật liệu hợp kim của zirconi với hàm lượng các nguyên tố thành phần khác nhau nhằm tăng cường một

số cơ tính riêng biệt để đáp ứng các yêu cầu vận hành

Hình 1.4 mô tả thiết kế thanh và bó thanh nhiên liệu hạt nhân theo thiết kế của Hoa Kỳ-Châu Âu [9] [15]

Hình 1 4 Thanh nhiên liệu theo thiết kế của Hoa Kỳ-Châu Âu (KSPN-Hàn Quốc)

Hình 1 5 Bó thanh nhiên liệu theo thiết kế của Hoa Kỳ-Châu Âu (Westinghouse)

Tương tự như thanh nhiên liệu hạt nhân PWR theo các thiết kế của Hoa Châu Âu thì hình dạng, thành phần của thanh nhiên liệu trong các loại lò phản ứng VVER (VVER/440, VVER-1000, VVER-1200) của Liên Bang Nga là như nhau Trong đó, các khác biệt chủ yếu là sự thay đổi về kích thước trong cấu trúc bó thanh dạng lục lăng và cấu trúc nạp tải ô lưới nhiên liệu trong vùng hoạt theo dạng kênh tam giác Tùy thuộc vào yêu cầu cụ thể của thiết kế lò phản ứng (mức công suất, chu kỳ nhiên liệu,…) mà các thông số cụ thể của thanh nhiên liệu trong các lò phản ứng VVER có thể khác nhau

Kỳ-Trong các thiết kế cải tiến nhiên liệu, để tăng cường khả năng an toàn vận hành, các nhà thiết kế đã đưa vào sử dụng các thanh nhiên liệu có thành phần nhiên liệu là hỗn hợp UO2-Gd2O3 Do độ làm giàu nhiên liệu tăng đến ~5% dẫn đến độ phản ứng trong vùng hoạt cao làm cho việc điều khiển lò phản ứng trong các chu kỳ đầu thường rất khó khăn và phức tạp Gadolini (Gd155, Gd157) là chất hấp thụ nơtron mạnh, có khả năng cháy và phân hủy ngay trong vùng hoạt, vì vậy các thanh nhiên liệu UO2-Gd2O3 có vai trò giữ độ phản ứng dự trữ ban đầu ổn định trong quá trình

khởi động của lò phản ứng, đồng thời cải thiện phân bố mật độ công suất của vùng hoạt Ngoại trừ bộ phận đệm lò xo được làm bằng thép 08X18H10T, các đầu nắp và ống vỏ bọc nhiên liệu đều được làm bằng hợp kim zirconi E110 (Zr-1%Nb) Hợp kim zirconi E110 là loại vật liệu có các đặc tính cơ học bền vững, tiết diện hấp thụ nơtron nhiệt rất thấp và khả năng ít bị ăn mòn trong các điều kiện chiếu xạ của môi trường lò phản ứng Hình 1.6 mô tả đặc điểm của thanh nhiên liệu hạt nhân tiêu chuẩn sử dụng trong lò phản ứng VVER-1000 [15]

Hình 1 6 Thanh nhiên liệu tiêu chuẩn sử dụng trong lò phản ứng VVER-1000

Cơ sở của việc thiết kế thanh nhiên liệu TVS-2006 sử dụng trong lò phản ứng VVER-1200 chủ yếu dựa trên kinh nghiệm thiết kế và vận hành trong các tổ lò VVER-1000 Trong đó bao gồm các bài toán chuẩn (benchmark) cũng như các tính toán, phân tích thực nghiệm trên thế giới thông qua quá trình hoạt động của các lò phản ứng hạt nhân nước áp lực khác

Về cơ bản, cấu trúc thiết kế thanh nhiên liệu TVS-2006 không có nhiều thay đổi so với các thiết kế của thanh nhiên liệu sử dụng trong lò phản ứng VVER-1000, trong đó bao gồm các phần đầu trên, đầu dưới và phần thân ống bằng lớp vỏ hợp kim zirconi E110 (Zr-1%Nb) Thanh nhiên liệu có dạng ống hình trụ trong đó các viên gốm nhiên liệu urani đioxit UO2 được nạp và nén giữ bởi các vòng đệm (tương

tự lò xo) trong ống hợp kim Vỏ ống được chế tạo từ hợp kim Zr-1%Nb (E110), sau

đó hàn kín hai đầu để đảm bảo không làm rò rỉ chất phóng xạ Tổng chiều dài của

thanh là 4033 mm, trong đó chiều cao cột nhiên liệu là 3730 mm Đường kính ngoài của thanh là 9,1±0,04 mm Đường kính trong của thanh là 7,73±0,06 mm

Tổng khối lượng nhiên liệu trong thanh liệu là 1,712 kg Phần trên của thanh nhiên liệu có một vùng trống cao 252 mm và được bơm đầy khí với áp suất 2,1 Mpa Cột nhiên liệu bên trong luôn được giữ ổn định bởi 40 vòng đệm, giúp hạn chế tối đa tương tác cơ học giữa các viên gốm nhiên liệu với lớp vỏ bọc thanh nhiên liệu và cân bằng dịch chuyển trong quá trình vận chuyển cũng như nạp tải nhiên liệu Bảng 1.3 trình bày một số thông số thiết kế và Hình 1.7 mô tả đặc điểm của thanh nhiêu liệu TVS-2006

Bảng 1.3 Các thông số thiết kế thanh nhiên liệu TVS-2006 [8]

Đường kính ngoài viên gốm, mm 7,6-0,03

Đường kính lỗ trống ở tâm, mm 1,2+0,2

Lớp vỏ bọc nhiên liệu (Zr-1%Nb, E110)

Thành phần hợp kim:

Tính chất vật liệu (điều kiện tiêu chuẩn):

Nhiệt dung riêng, kJ/kg.oC

Hệ số dẫn nhiệt, W/m.oC

Mật độ, g/ cm3

Mô-đun Young, MPa

Tỷ số Poison, (theo trục/theo bán kính)

Giới hạn kéo đứt (theo trục/theo bán kính), MPa

Giới hạn đàn hồi (theo trục/theo bán kính), MPa

0,25 17,2 6,55 9,4x104

0,346/0,354 380-440/360-420 210-260/320-390

Thanh nhiên liệu

Khối lượng nhiên liệu trong thanh, kg 1,712

Chiều cao vùng trống trong thanh, mm 252

Hình 1 7 Thanh nhiên liệu hạt nhân VVER-AES2006

Các kết quả thử nghiệm sau chiếu xạ đối với TNLHN VVER-1000 (TVSA, TVS-2) cho thấy sự bền vững và ổn định về cấu trúc hình học của các loại thanh nhiên liệu VVER-1000 trong điều kiện vận hành với độ cháy cao ~50 MWd/kgU Các thanh TVSA vận hành trong 6 chu kỳ nhiên liệu đáp ứng tốt các điều kiện về sự oxit bề mặt lớp vỏ bọc Đồng thời, các phân tích thử nghiệm còn cho thấy để tăng hiệu năng sử dụng và vận hành của TNLHN VVER-1000 trong điều kiện chu kỳ nhiên liệu dài, độ cháy cao ~60 MWd/kgU thì các cải tiến trong thiết kế cần chú ý Trong một số năm gần đây, Việt Nam đã có một số nghiên cứu về lò phản ứng hạt nhân nhưng trong đó chưa có các nghiên cứu, tính toán và phân tích an toàn về các đặc tính cơ-nhiệt của thanh nhiên liệu hạt nhân trong điều kiện vận hành bình thường, đặc biệt là thanh nhiên liệu TVS-2006 của công nghệ lò phản ứng VVER AES-2006 Do đó, việc nghiên cứu, tính toán và phân tích sự biến đổi của thanh nhiên liệu hạt nhân do các yếu tố cơ học, thủy nhiệt là cần thiết, đóng góp vào cơ sở

dữ liệu đối với việc nghiên cứu về nhiên liệu hạt nhân nói chung của Việt Nam

1.4 Các biến đổi nhiên liệu dưới tác dụng bức xạ trong điều kiện vận hành lò phản ứng

Nguồn phóng xạ trong lò phản ứng hạt nhân xuất phát từ các quá trình sau:

- Phân rã các đồng vị là thành phần nhiên liệu hạt nhân;

- Phân hạch nhiên liệu hạt nhân;

- Phân rã các sản phẩm phân hạch;

- Phản ứng hạt nhân và phân rã sản phẩm kích hoạt

Vùng hoạt lò phản ứng hạt nhân là một nguồn rất mạnh các loại bức xạ năng lượng cao Khi tương tác với nhiên liệu và vỏ bọc thanh nhiên liệu, bức xạ làm thay đổi các tính chất vật lý, hóa học và cơ học của nhiên vật liệu, ảnh hưởng rất lớn đến

độ bền vững và chức năng nguồn nhiệt của nhiên liệu Các bức xạ có phổ năng lượng rất rộng:

- Hầu hết nơtron phát ra từ quá trình phân hạch có năng lượng từ 0,5 - 2 MeV Các nơtron nhiệt có năng lượng khoảng 0,03 MeV Thông lượng nơtron đạt tới

Cơ chế dẫn tới sự thay đổi các tính chất vật liệu dưới tác dụng bức xạ trong

lò phản ứng là:

a Các mảnh phân hạch tương tác với vật liệu nhiên liệu Do kích thước và khối lượng lớn, nên khoảng chạy của các ion mảnh vỡ trong nhiên liệu ngắn (khoảng 6 - 10 μm trong UO2), ảnh hưởng của các ion sản phẩm phân hạch diễn ra chủ yếu trong khối nhiên liệu rắn, thể hiện ở:

- Va chạm với các nguyên tử nút mạng làm ion hóa và xô dịch mạng lưới tinh thể UO2;

- Động năng lớn của các mảnh phân hạch nhanh chóng chuyển thành dạng nhiệt (trong khoảng 10-9 giây)

Do độ dẫn nhiệt thấp của UO2 dẫn tới sự phân bố nhiệt độ không đồng đều, gây ra hiện tượng tái cấu trúc, thay đổi mật độ nhiên liệu (do thay đổi kích thước hoặc làm mất các lỗ xốp), thay đổi hình dạng và kích thước hạt, xuất hiện các vết nứt, thoát khí phân hạch, gia tăng tương tác hóa học và cơ học giữa nhiên liệu - vỏ bọc Những diễn biến này đặc biệt quan trọng đối với nhiên liệu độ cháy cao

b Nơtron va chạm với các nguyên tử mạng lưới tinh thể Tương tác này xảy

ra tại khoảng cách lớn hơn từ vị trí nơtron sinh ra, ảnh hưởng quan trọng tới chất lượng vật liệu vỏ thanh nhiên liệu, vật liệu cấu trúc vùng hoạt và tới cả vật liệu thùng lò phản ứng

c Quá trình ion hóa xảy ra do tác dụng của các mảnh phân hạch, bức xạ α, β,

γ Những tác động này gây ra hiện tượng rão mỏi vật liệu rắn và hiện tượng phân hủy phóng xạ nước với vai trò là chất làm chậm và làm mát lò phản ứng, dẫn tới những ảnh hưởng gián tiếp thông qua quá trình ăn mòn, hấp thụ hydro và kết tủa lớp tạp chất ăn mòn (Chalk River Unidentified Deposits - CRUD) đối với kim loại

vỏ bọc

Vì phản ứng phân hạch là nguồn gốc của mọi diễn biến trong lò phản ứng hạt nhân, nên tác động của bức xạ tới vật liệu là ảnh hưởng bao trùm, là nguyên nhân trực tiếp hoặc gián tiếp của các mối quan hệ khác (nhiệt độ, áp suất, hóa học, cơ học) làm ảnh hưởng tới chức năng nhiên liệu hạt nhân

1.4.1 Tác động của nơtron

Do không mang điện, nơtron không bị cản trở bởi trường điện từ của hạt nhân và điện tử vật chất, chúng va chạm trực tiếp với hạt nhân nguyên tử tại nút mạng Năng lượng trung bình khoảng 2 MeV của nơtron bị tiêu hao trong các va chạm đàn hồi và không đàn hồi Trong quá trình va chạm đàn hồi, năng lượng nơtron tính được trên cơ sở bảo toàn năng lượng và động lượng Một nơtron khối lượng Mo và động năng Eo truyền cho nguyên tử có số khối M1 của vật liệu (trong

va chạm trực tiếp) năng lượng cực đại là:

Emax = 4MoM1Eo/(Mo+M1)2 (1.1)

Nếu năng lượng nơtron truyền cho nguyên tử lớn hơn năng lượng ngưỡng dịch chuyển (Ed) thì nguyên tử bị đánh bật khỏi vị trí của nó trên mạng tinh thể Giá trị Ed khoảng 4 lần năng lượng liên kết trong nguyên tử và bằng khoảng 25 - 50 eV đối với hầu hết các vật liệu

Nguyên tử đầu tiên bị nơtron nhanh va chạm nhận được một năng lượng lớn hơn nhiều lần so với Ed và nó trở thành một ion nhanh dịch chuyển với vận tốc lớn hơn tốc độ âm thanh trong mạng tinh thể, gọi là nguyên tử bị va chạm đầu tiên (Primary Knock-on Atom - PKA) Thực nghiệm cho thấy các nguyên tử bị va chạm này đến lượt mình lại va chạm với các nguyên tử khác của mạng tinh thể, làm bật ra các nguyên tử bị va chạm bậc hai, bậc ba,… (Hình 1.8)

Các nguyên tử bị va chạm rời bỏ vị trí nút mạng của mình, để lại một lỗ trống (hay khuyết tật) và khi tiêu tán hết năng lượng thì dừng lại ở một vị trí xen mạng Các cặp lỗ trống - nguyên tử xen mạng (cặp Frenkel) trong mạng tinh thể làm ảnh hưởng đến tính chất của vật liệu và đến tốc độ các quá trình truyền nhiệt và chuyển khối

Hình 1 8 Tác động của bức xạ nơtron trên vật liệu rắn

Nếu năng lượng trung bình của một nơtron phân hạch là 2 MeV và năng lượng ngưỡng để làm nguyên tử chuyển vị trí khỏi mạng của nó trong kim loại bằng khoảng 20 - 40 eV, thì số nguyên tử bị chuyển chỗ trong một tầng như vậy là

50.000 nguyên tử Đối với hầu hết kim loại, khoảng 90 - 99% các nguyên tử dịch chuyển này sẽ quay về điền vào các nút mạng bị bỏ trống Như vậy vẫn còn những khuyết tật do nguyên tử không ở đúng vị trí nhưng tồn tại ổn định Sự tái sắp xếp vi cấu trúc như vậy đã tạo ra những khuyết tật dưới tác dụng của bức xạ, dẫn tới những biến đổi tính chất vi mô và vĩ mô của vật liệu

Sự hấp thụ hoặc bắt giữ nơtron nhiệt năng lượng thấp có thể tạo ra hai hiệu ứng:

a Hình thành một nguyên tử tạp chất do sự biến đổi của hạt nhân hấp thụ n;

b Làm chuyển dịch nguyên tử gây ra bởi các nguyên tử giật lùi Sự dịch chuyển nguyên tử là kết quả của các phản ứng (n, p) và (n, α), phản ứng (n, γ) và phân rã phóng xạ tiếp theo Nơtron nhiệt không thể tạo ra dịch chuyển nguyên tử trực tiếp, nhưng có thể tác động gián tiếp nhờ sự bắt phóng xạ (n, γ) và các phản ứng nơtron khác hoặc tán xạ đàn hồi

Sự bắt phóng xạ, hoặc bắt nơtron nhiệt, tạo ra nhiều tia gamma (photon) trong vùng năng lượng từ 5 MeV đến 10 MeV Khi một photon được phát ra từ các hạt nhân kích thích (hình thành do bắt nơtron), nguyên tử còn lại bị giật lùi (đôi khi được gọi là hiệu ứng shotgun) Năng lượng giật lùi này thường đủ lớn để chuyển vị trí các nguyên tử trong mạng tinh thể chất rắn khỏi vị trí cân bằng của nó và tạo ra một chuỗi các chuyển vị, hoặc các khuyết tật Frenkel, với sự thay đổi thuộc tính của vật liệu

Năng lượng tối đa của một tia gamma kèm theo một phản ứng (n, γ) nằm trong khoảng giữa 6 MeV và 8 MeV Đối với nguyên tử có khối lượng nguyên tử thấp (khoảng 10 đvC), năng lượng giật lùi có thể 2 keV đến 3 keV, lớn hơn nhiều so với

25 eV cần thiết để chuyển vị một nguyên tử Trong một lò phản ứng nơtron nhiệt, trong đó thông lượng nơtron nhiệt thường vượt quá thông lượng nơtron nhanh, những thiệt hại gây ra bởi giật lùi từ phản ứng (n, γ) là đáng kể Các phản ứng nơtron khác (ví dụ, (n, p), (n, α)) cũng tạo ra nguyên tử giật lùi, nhưng những phản ứng này ít có ý nghĩa trong các lò phản ứng nơtron nhiệt Hiệu ứng bắt nơtron nhiệt thường được giới

hạn tại bề mặt của vật liệu bởi vì hầu hết sự chiếm bắt xảy ra ở đó, nhưng thiệt hại do nơtron nhanh có thể mở rộng gần như trong toàn bộ vật liệu

Nguyên tử tạp chất được tạo ra bởi quá trình biến đổi hạt nhân Sự bắt nơtron trong lò phản ứng tạo ra một đồng vị có thể không ổn định và sinh ra một nguyên tử hoàn toàn mới vì nó phân rã Đối với hầu hết vật liệu kim loại, sự chiếu xạ lâu dài ở các mức thông lượng cao có thể làm thay đổi đáng kể thuộc tính do xuất hiện các tạp chất Một chất bán dẫn như germani (Ge) có thể có thay đổi lớn độ dẫn do các nguyên tử Galli và Asen được tạo thành do phân rã các đồng vị Ge kích hoạt Trong thép không gỉ, một lượng bo trải qua phản ứng (n, α) tạo ra bong bóng heli dẫn đến

sự suy giảm tính chất cơ học

1.4.2 Ảnh hưởng của các mảnh phân hạch, hạt α, β và bức xạ γ

Một ion mang năng lượng (như α hoặc mảnh phân hạch) va chạm với nguyên

tử trong mạng lưới tinh thể của vật liệu, truyền cho nguyên tử này năng lượng và làm nó rời khỏi mạng lưới tinh thể Hạt tiếp tục va chạm trong khi nguyên tử bật ra khỏi mạng tinh thể mang năng lượng sẽ gây ra những va chạm tiếp theo, làm hình thành các tầng nguyên tử chuyển chỗ

Những mảnh phân hạch có năng lượng cao, di chuyển trong môi trường nhiên liệu 10-9 giây trong khoảng 8 - 10 μm trước khi chúng dừng lại; phần lớn năng lượng của chúng sẽ chuyển thành năng lượng ion hóa, chúng kích thích tất cả các điện tử dọc đường đi của chúng, vết chúng đi qua tạo thành vùng phân hạch, vùng này có dạng ống hình trụ đường kính khoảng 10 nm Trong vùng này, những nguyên tử bị kích thích rất nhiều, tại khu vực chính mà mảnh phân hạch đi qua, nhiệt độ có thể cao hơn nhiệt độ nóng chảy của nhiên liệu, tới 3.000 oC Khi những mảnh phân hạch đã chuyển phần lớn năng lượng của chúng cho các hạt nhân môi trường, năng lượng còn lại khoảng 7 MeV thì chúng sẽ chủ yếu va chạm đàn hồi với các nguyên tử môi trường tạo ra các lỗ trống, trung bình mỗi phân hạch tạo ra khoảng 25.000 cặp Frenkel Phần lớn các cặp Frenkel sẽ tái hợp ngay sau đó với thời gian khoảng 10 - 11 giây, chỉ có chừng khoảng 5.000 cặp Frenkel còn lại ở nhiệt độ thấp giữ lại dấu vết của vùng phân hạch

Hình 1 9 đồ mô tả năng lượng, khoảng chạy, số lượng khuyết tật tạo ra trong quá

Trên Hình 1.9, sơ đồ (a) mô tả phân rã α của 241Am, tạo thành nguyên tử giật lùi 237Np và một hạt α Nguyên tử giật lùi (động năng khoảng 100 keV) di chuyển trong vật liệu khoảng 20 nm, tiêu tốn năng lượng cho khoảng 1.500 chuyển dịch nguyên tử (dpa) Hạt α bắn theo chiều ngược lại với động năng 5,5 MeV, di chuyển trong khoảng 15 μm vật liệu và tiêu tốn năng lượng cho khoảng 200 chuyển dịch nguyên tử

Sơ đồ (b) mô tả quá trình phân hạch hạt nhân 235U tạo thành hai sản phẩm phân hạch: Một hạt nhân mảnh vỡ nặng Ba và một hạt nhân mảnh vỡ nhẹ Kr Hạt nhân Ba mang năng lượng 70 MeV, tiêu tốn cho khoảng 60.000 chuyển dịch nguyên tử trên đường di chuyển khoảng 7 μm trong vật liệu Hạt nhân Kr năng lượng khoảng 95 MeV tiêu tốn cho khoảng 40.000 chuyển dịch nguyên tử trong khoảng cách khoảng 9 μm

Mô tả mang tính trực quan về tương tác sản phẩm phân hạch và hạt nhân He với vật liệu được đưa ra trong Hình 1.10

Hình 1 10 Tổn thất năng lượng, khu vực dừng lại của mảnh vỡ hạt nhân và hạt α

Quá trình ion hóa và kích thích các electron trong kim loại xảy ra dưới tác dụng của bức xạ beta và bức xạ gamma gây ra hiệu ứng nhiệt tác động lâu dài dẫn tới sự rão hóa và các hư hại nhỏ trong hợp kim vỏ bọc Các hạt nặng hơn, như proton, hạt alpha, nơtron nhanh và các mảnh vỡ phân hạch, truyền đủ năng lượng thông qua va chạm đàn hồi hoặc không đàn hồi làm di dời hạt nhân khỏi vị trí trong mạng tinh thể của chúng Sự tăng thêm lỗ trống và các nguyên tử xen kẽ làm thay đổi thuộc tính trong kim loại Tác dụng này của bức xạ hạt nhân thực sự gây ra các

hư hại đối với nhiên liệu và vùng hoạt

Trong các vật liệu không phải kim loại (như vật liệu hữu cơ) sự tương tác điện tử và bức xạ γ (quá trình ion hóa) là rất quan trọng vì chúng có thể phá vỡ liên kết hóa học trong phân tử, dẫn tới tạo thành phân tử các chất khác nhau tùy thuộc vào cơ chế quá trình Trong trường hợp này có sự thay đổi bản chất vật liệu và những thay đổi này có xu hướng lớn hơn so với trong kim loại, bởi vì phần năng lượng bức xạ chuyển thành năng lượng ion hóa nhiều hơn so với chuyển vào va chạm hạt nhân

1.4.3 Sự hình thành các khuyết tật, hố nhiệt và cụm dịch chuyển trong vật thể rắn

Nếu hạt nhân mục tiêu hoặc hạt nhân bị bắn phá đạt khoảng 25 eV năng lượng động học (25 eV đến 30 eV đối với hầu hết kim loại) trong một va chạm với một hạt bức xạ (thường là một nơtron nhanh), hạt nhân sẽ di dời khỏi vị trí cân bằng của nó trong mạng tinh thể

Hạt nhân mục tiêu (hoặc nguyên tử giật lùi) phải rời khỏi nút mạng được gọi

là một hạt nhân (nguyên tử) bị va chạm Khi một nguyên tử kim loại bị bật khỏi mạng tinh thể của nó thì vị trí bỏ trống được gọi là một lỗ trống Năng lượng cần thiết để dịch chuyển một nguyên tử khỏi mạng được gọi là năng lượng dịch chuyển Nguyên tử bị va chạm sẽ đi qua mạng tinh thể gây ra quá trình ion hóa và truyền năng lượng Nếu năng lượng của nguyên tử bị va chạm là đủ lớn, nó có thể đến lượt mình va chạm vào các nguyên tử khác và tạo thêm các nguyên tử bị va chạm khác Các nguyên tử bị va chạm này được gọi là nguyên tử bị va chạm thứ cấp hoặc bậc ba, Quá trình sẽ tiếp tục cho đến khi các nguyên tử di dời không có đủ năng lượng

để đánh bật một nguyên tử khác khỏi mạng tinh thể Vì vậy, một chuỗi các nguyên

tử bị va chạm sẽ phát triển từ tương tác ban đầu của hạt bức xạ năng lượng cao với một nguyên tử mục tiêu đầu tiên trong chất rắn

Hiệu ứng này đặc biệt quan trọng khi nguyên tử (hay hạt nhân) bị va chạm được tạo ra nhờ một va chạm đàn hồi với một nơtron nhanh (hoặc hạt nặng nhiều năng lượng khác) Năng lượng của chính nguyên tử bị va chạm sơ cấp sau đó có thể khá cao và chuỗi va chạm thứ cấp sau đó có thể được phát triển Một nơtron nhanh năng lượng lớn hơn hoặc bằng 1 MeV có thể làm dịch chuyển một vài ngàn nguyên

tử Hầu hết các chuyển vị là tạm thời

Ở nhiệt độ cao, số lượng các nguyên tử vĩnh viễn di dời nhỏ hơn dịch chuyển ban đầu Khi chiếu xạ kéo dài (đối với giá trị lớn của dòng nơtron), nhiều nguyên tử

di dời sẽ trở lại vị trí mạng lưới bình thường (ổn định), có nghĩa là, sự hồi phục một phần xảy ra một cách tự nhiên Các nguyên tử di dời vĩnh viễn mất đi năng lượng của chúng và chiếm các vị trí khác so với vị trí bình thường trên mạng tinh thể (các

vị trí không cân bằng), do đó trở thành các vùng xen giữa mạng lưới tinh thể Sự hiện diện của các lỗ trống và vị trí xen mạng làm khó khăn hơn cho quá trình dịch

chuyển điện tử tự do và dao động bình thường của nguyên tử nút mạng; ngoài ra làm méo lệch và biến dạng mạng lưới ban đầu Điều này làm tăng độ cứng và làm giảm độ dẻo của vật liệu

Ở năng lượng cao, một nguyên tử bị va chạm (ion) sơ cấp sẽ mất năng lượng chủ yếu là do ion hóa và tương tác kích thích lan truyền qua mạng lưới tinh thể Khi nguyên tử bị va chạm mất năng lượng, nó có xu hướng nhận electron tự do Kết quả

là, cơ chế nguyên tắc cho các tổn thất năng lượng dần dần thay đổi từ một dạng ion hóa và kích thích ở mức năng lượng cao đến một dạng va chạm đàn hồi tạo ra nguyên tử bị va chạm thứ cấp hoặc chuyển vị

Nói chung, va chạm đàn hồi nhiều nhất giữa một nguyên tử bị va chạm và một hạt nhân xảy ra ở mức động năng thấp dưới A keV, trong đó A là số khối lượng của nguyên tử bị va chạm Nếu động năng lớn hơn A keV, khả năng là nguyên tử bị

va chạm sẽ mất nhiều năng lượng của nó trong việc gây ra sự ion hóa

Như đã đề cập trước đây, các nguyên tử bị va chạm mất năng lượng dễ dàng nhất khi chúng có năng lượng thấp hơn, bởi vì chúng ở gần lâu hơn và do đó tương tác mạnh mẽ hơn với các nguyên tử nút mạng khác

Một cụm hoặc hố nhiệt được tạo ra khi năng lượng bức xạ dự trữ dưới dạng của một nguyên tử bị va chạm, đến lượt mình, truyền năng lượng dư thừa cho các nguyên tử xung quanh dưới hình thức năng lượng dao động (nhiệt) Biến dạng từ sự nóng lên có thể gây ra ứng suất trong khu vực nhỏ này

Một cụm chuyển dịch được tạo ra khi nhiều nguyên tử trong một khu vực nhỏ được thay thế bởi một nguyên tử bị va chạm (hoặc chuỗi thác các nguyên tử bị

va chạm) Một nơtron năng lượng 1 MeV có thể ảnh hưởng đến khoảng 5.000 nguyên tử, tạo ra những cụm chuyển dịch như vậy Sự hiện diện của nhiều cụm chuyển dịch sẽ thay đổi các thuộc tính của vật liệu được chiếu xạ Một cụm chuyển dịch có chứa một số lượng lớn các cặp Frenkel Sự hiện diện của số lớn các cặp Frenkel trong mạng tinh thể của một kim loại thường làm tăng độ cứng và giảm độ dẻo Trong nhiều vật liệu (như than chì, uranium kim loại) có thể xảy ra sự tăng thể tích khi bị chiếu xạ

Nhìn chung, dưới tác dụng của bức xạ nơtron năng lượng cao, trong kim loại

có tạo thành hai dạng hư hại bức xạ chính đó là hư hại do thiếu hụt (các vùng trống, các lỗ trống, lệch mạng thiếu hụt, cụm lệch mạng dạng lỗ trống) hoặc hư hại do dư thừa nguyên tử mạng lưới tinh thể (các nguyên tử vật liệu xen mạng, cụm lệch mạng kiểu chèn) (Hình 1.11):

- Các lỗ trống, nguyên tử xen mạng, nguyên tử tạp chất tạo ra trong quá trình chuyển hóa hạt nhân;

- Các hố nhiệt là khu vực có chứa các nguyên tử có trạng thái năng lượng cao;

- Các hố chuyển dịch nguyên tử: Khu vực chứa các nguyên tử dịch chuyển,

lỗ trống, nguyên tử xen mạng (các cặp Frenkel), tạo thành bởi các nguyên tử dịch chuyển sơ cấp hoặc thứ cấp;

- Khu vực thiếu hụt (nguyên tử): Vùng tập trung các lỗ trống;

- Vùng trống: Vùng rộng lớn không có mặt nguyên tử mạng lưới;

- Vùng trống được ổn định hóa: Các vùng trống được ổn định bằng khí lấp đầy như He tạo thành từ các phản ứng (n,α), (n,γ) của B, Ni, Fe …

Hình 1 11 Các khuyết tật trong mạng lưới làm thay đổi tính chất vật liệu

1.4.4 Ảnh hưởng phóng xạ tới zirconi và hợp kim zirconi

Ảnh hưởng bức xạ tới zirconi và hợp kim của nó xảy ra trên bình diện vĩ mô

là sự thay đổi các đặc trưng cơ học của vật liệu này dưới ảnh hưởng của nơtron

nhanh và bởi sự giòn hóa vật liệu, có liên quan với sự hấp thụ hydro và kết tủa zirconi hydrua

Trong tương tác với nơtron nhanh (E >1 MeV), các tập hợp khuyết tật và chuyển dịch nguyên tử được tạo thành, kích thước và sự phân bố của các tập hợp này trong khối vật liệu phụ thuộc vào:

- Dòng nơtron tương tác (mật độ và thông lượng dòng);

- Nhiệt độ chiếu xạ;

- Thành phần vật liệu

Các nghiên cứu bằng kính hiển vi điện tử những mẫu Zircaloy-2 đã chiếu xạ cho thấy các khuyết tật và hố chuyển dịch nguyên tử đạt tới mật độ bão hòa 3.1016/cm3 đối với mật độ dòng nơtron <5.1020 n/cm2 tại 573 K Những biến đổi vi cấu trúc như vậy quyết định sự tăng độ bền kéo, giảm độ dẻo và tăng sự rão dưới tác dụng bức xạ

Hình 1.12 (a) cho thấy sự phụ thuộc vào mật độ dòng nơtron của độ bền kéo (σr) và độ giãn dài (δ) của mẫu zirconi Độ giãn dài giảm từ khoảng 50% tới khoảng 7% theo mật độ dòng cho tới 3.1021 n/cm2 và sau đó giữ không đổi Độ bền kéo tăng

từ 70.107 Pa đến 115.107 Pa Tại mật độ dòng cao hơn 3.1021 n/cm2, độ bền không phụ thuộc dòng nơtron

Hình 1 12 (a) Sự biến đổi các tính chất của vật liệu theo mật độ dòng nơtron, (b)

Sự thay đổi tế bào mạng tinh thể hợp kim zirconi dưới tác dụng chiếu xạ

(a, c, a’, c’ là các hằng số mạng trước và sau chiếu xạ)

Quan hệ giữa giới hạn chảy và dòng nơtron trong quá trình chiếu xạ đối với zirconi tương tự trường hợp Cu và Ni, được thể hiện trong Phương trình 1.4 (tại 573 K):

Δσc = A[1-exp(-B.Φ)]1/2 (1.4) Trong đó: A là giá trị bão hòa của Δσc , B là hằng số và Φ là thông lượng nơtron nhanh (E >1 MeV)

Hằng số B trong phương trình trên là tích giữa số lượng các “bẫy” cắt ngang đường lan truyền biến dạng do tương tác với nơtron và thể tích hiệu dụng v của chúng B phụ thuộc thông lượng nơtron, thay đổi từ 2,9.1021cm2 (Φ = 2.1013 n/m2.s) đến 0,58.1021 cm2 (Φ = 7.1013 n/m2.s)

Người ta cũng thiết lập được quan hệ giữa sự cứng hóa của vật liệu (tăng độ bền chảy σc) và số lượng cũng như sự phân bố các hiệu ứng gây ra bởi nơtron nhanh:

Một ảnh hưởng khác của tương tác giữa nơtron nhanh với zirconi và các hợp kim của nó là sự thay đổi hình dạng và kích thước ban đầu của zirconi và hợp kim của nó Zirconi có cấu trúc tinh thể lập phương xếp chặt, là cấu trúc bất đẳng hướng, dẫn đến xu hướng phân bố không đồng đều các khuyết tật (các lỗ trống và nguyên

tử xen mạng) do tác động của nơtron nhanh theo chiều nằm ngang và thẳng đứng (Hình 1.12(b)) Sự hình thành các cụm nguyên tử dịch chuyển và các cụm khuyết tật điểm trong vật liệu làm biến đổi hình dạng tế bào nguyên tố, trong khi mật độ vật liệu giữ không thay đổi, vì thế dẫn đến những thay đổi về thông số mạng, về thể tích vật liệu Trong điều kiện như vậy các tính chất cơ học, vật lý và hóa học của vật liệu

bị thay đổi

1.5 Những biến đổi cơ nhiệt nhiên liệu hạt nhân trong lò phản ứng

1.5.1 Các hiện tượng biến đổi cơ nhiệt của nhiên liệu

Lò phản ứng kiểu áp lực sử dụng nước thường để làm chậm nơtron trong vùng hoạt đồng thời để tải nhiệt từ nhiên liệu ra thiết bị sinh hơi

Trong thực tế, ở điều kiện vận hành bình thường, biến đổi cơ nhiệt trong thanh nhiên liệu có quan hệ với những vấn đề sau:

- Phân bố nhiệt bên trong lớp vỏ;

- Truyền nhiệt giữa viên nhiên liệu và lớp vỏ;

- Phân bố nhiệt trong viên nhiên liệu;

- Phồng nở nhiên liệu và thay đổi mật độ do ảnh hưởng của nhiệt độ;

- Tái cấu trúc nhiên liệu do ảnh hưởng của nhiệt độ;

- Ảnh hưởng của nhiệt độ tới sự chuyển dịch và thoát khí phân hạch;

- Sự rão mỏi và biến dạng lớp vỏ dưới biến đổi của nhiệt độ;

- Tương tác giữa lớp vỏ bọc và nhiên liệu trong điều kiện nhiệt độ khác nhau;

- Ảnh hưởng của nhiệt độ tới sự oxi hóa và hydrua hóa lớp vỏ bọc

Những vấn đề này sẽ được trình bày theo từng chuyên mục tương đối riêng biệt để đảm bảo tính chuyên sâu, song không tránh khỏi cần nhắc lại trong các chương khác của báo cáo này, vì chúng liên quan với nhau thông qua các hiện tượng rất đa dạng và phức tạp xảy ra trong vùng hoạt lò phản ứng:

- Vật liệu nhiên liệu thường xuyên biến động: Phản ứng chuỗi phân hạch, các quá trình phân rã và hấp thụ nơtron liên tục diễn ra, các loại bức xạ và sản phẩm phân hạch liên tục tạo thành, vận động và tương tác; các quá trình biến đổi chất và truyền nhiệt thực hiện không ngừng trong viên gốm nhiên liệu và vỏ bọc

- Biến động xảy ra thuộc nhiều dạng: Chịu tác dụng nhiệt, hóa học, cơ học và bức xạ, trạng thái vật lý và hóa học của nhiên liệu và vỏ bọc luôn biến động (biến đổi thành phần nguyên tố, thành phần đồng vị, oxi hóa, hydrua hóa, chuyển dạng thù hình, hợp kim hóa, hòa tan, tái cấu trúc, khuyếch tán và thoát khí) làm giảm điểm nóng chảy và độ dẫn nhiệt, thay đổi entanpy, dẫn tới giãn nở, phồng rộp, cong nứt và thoái hóa, nóng chảy vật liệu

- Biến động theo không gian: Môi trường vùng hoạt biến đổi từ điểm này đến điểm khác Mật độ nơtron thay đổi từ tâm tới vành ngoài nhiên liệu dẫn đến những thay đổi nhiệt độ và công suất theo phương bán kính Theo dòng chất tải nhiệt, nhiệt

độ vùng hoạt tăng từ dưới lên trên Phản ứng hóa học và thủy phân phóng xạ chất làm mát dẫn tới các quá trình oxi hóa và hydrua hóa cả trong và ngoài thanh nhiên liệu làm giòn hóa vỏ thanh Khi điều kiện nhiệt độ và thay đổi trở lực làm cho dòng

chảy biến động sẽ gây ra hiện tượng bào mòn và rung động cơ học dẫn tới phá hỏng thanh nhiên liệu

- Hiện tượng nhạy và biến đổi nhanh theo thời gian: Các hiện tượng trong nhiên liệu và vật liệu vùng hoạt rất nhạy đối với công suất, nhiệt độ và mật độ dòng nơtron Đây là những yếu tố có thể biến động rất nhanh trong vùng hoạt, nhất là trong các quá trình chuyển tiếp và sự cố, dẫn tới nguy cơ mất an toàn lò phản ứng

1.5.2 Nhiệt độ nóng chảy của nhiên liệu

Khi độ cháy tăng, thành phần và cấu trúc nhiên liệu bị thay đổi dẫn đến sự thay đổi nhiệt độ nóng chảy của nhiên liệu Nhiều tài liệu cho thấy, khi độ cháy tăng

10 GWd/tU thì nhiệt độ nóng chảy của nhiên liệu urani oxit giảm khoảng 33 oC Nhiệt độ xuất hiện lần đầu tiên của pha lỏng và nhiệt độ nóng chảy pha rắn cuối cùng của UO2 và MOX được tính như một hàm số của độ cháy và hàm lượng plutonia (PuO2) Các chương trình con cũng được sử dụng trong FRAPCON-3.5 và FRAPTRAN-1.5 và cho thấy sự phụ thuộc độ cháy nhỏ hơn tương quan MATPRO

Các phương trình sử dụng để tính toán điểm nóng chảy UO2 và MOX được rút ra bằng cách sử dụng nhiệt độ nóng chảy của urania là 3.113,15 K, được xác định bằng thực nghiệm bởi Brassfield (1968) và phù hợp với phương trình parabol cho pha lỏng và pha rắn tại các ranh giới rắn lỏng trong giản đồ pha Lyon và Baily (1967) đối với hỗn hợp oxit có thành phần (U,Pu)O2 Các mối tương quan được thể hiện trong Phương trình từ 1.6 đến 1.10

ftdelta = liqdus(c) – sldus(c) – 5.fbu/10.000 (1.10) Trong đó:

c là hàm lượng plutoni (% trọng lượng); sldus(c) là nhiệt độ pha lỏng, là hàm

số của c (oC); liqdus(c) là nhiệt độ pha rắn, là hàm số của c (oC); ftmelt là nhiệt độ nóng chảy của nhiên liệu (K); fbu là độ cháy (MWd/tU); fdelta là vùng nhiệt độ giữa pha lỏng và pha rắn (K)

1.5.3 Nhiệt dung riêng và entanpy của nhiên liệu

Nhiệt dung riêng và entanpy của nhiên liệu hạt nhân được mô hình hóa một cách thực nghiệm là hàm số của 4 thông số: Nhiệt độ, thành phần, tỷ phần nóng chảy, và tỷ lệ oxy/kim loại (O/M) Các chương trình con này cũng được sử dụng trong FRAPCON-3.5, FRAPTRAN-1.5 và MATPRO

Phương trình nhiệt dung riêng và entanpy của dioxit urani UO2 và plutoni PuO2 rắn được cho là có dạng thức tương tự, nhưng với các hằng số khác nhau Các mối quan hệ cơ bản được thể hiện trong Phương trình 1.11 và 1.12 tương ứng

2

3 1

độ Anhstanh (K); ED là năng lượng hoạt hóa khuyết tật Frenkel (J/mol)

1.5.4 Độ dẫn nhiệt của nhiên liệu

Trong lò phản ứng nước nhẹ vật liệu nhiên liệu chủ yếu là gốm UO2 Các yếu

tố ảnh hưởng chính đến độ dẫn nhiệt là nhiệt độ, mật độ, tỷ lệ oxy và kim loại urani, thành phần PuO2, vết nứt nhiên liệu và độ cháy nhiên liệu

a Yếu tố nhiệt độ: Theo quan sát thực nghiệm thì hệ số dẫn nhiệt sẽ giảm khi nhiệt độ tăng, khi nhiệt độ đạt tới 1.750 oC thì hệ số dẫn nhiệt lại tăng dần