Nghiên cứu tìm hiểu về các đặc trưng vật lý của bó nhiên liệu hạt nhân đã cháy ở thời điểm được lấy ra khỏi vùng hoạt lò phản ứng

PHẦN 1: MỞ ĐẦU
1

PHẦN 1: MỞ ĐẦU

Theo chƣơng trình phát triển điện hạt nhân (ĐHN) đã đƣợc Chính phủ và Quốc
hội phê duyệt, năm 2014 nƣớc ta sẽ bắt đầu xây dựng hai nhà máy điện hạt nhân
(NMĐHN) với bốn tổ máy có tổng công suất phát điện 4000MW
điện
. Lựa chọn công
nghệ và các vấn đề đảm bảo an toàn trong quá trình thiết kế, chế tạo, lắp đặt, vận
hành và tháo rỡ nhà máy khi hết thời hạn vận hành đang là mối quan tâm hàng đầu
của các cơ quan quản lý cấp nhà nƣớc, các viện nghiên cứu và ngƣời dân.
Tham gia vào thị trƣờng cung cấp điện, các NMĐHN có nhiều đặc trƣng vật lý và
kỹ thuật giống nhƣ các nhà máy nhiệt điện truyền thống ví dụ về công suất, nhiệt
độ, áp suất, chu trình sinh công, phát điện Tuy nhiên, NMĐHN lại có những đặc
thù hết sức riêng biệt cần phải chỉ ra nhƣ sau:
- Trong lò phản ứng (LPỨ) của NMĐHN chứa một lƣợng rất lớn các chất
phóng xạ, chính vì vậy trong mọi tình huống phải bảo vệ con ngƣời và môi trƣờng
trƣớc tất cả các nguy cơ về chiếu xạ và ô nhiễm phóng xạ.
- Nhiệt dƣ trong LPỨ hạt nhân là khá lớn (có thể là hàng trục MW
nhiệt
) và tồn
tại rất lâu sau khi dừng lò. Do đó luôn luôn phải làm nguội nó một cách thích hợp.
- Nhiên liệu sau khi đốt cháy trong LPỨ có hoạt độ phóng xạ rất cao, phải
đƣợc chuyển tải, cất giữ, làm nguội tại chỗ (trong khu vực NMĐHN) một cách an
toàn trong một thời gian nhất định (ít nhất là vài năm) cho đến khi chúng đƣợc
chuyển tới các nhà máy xử lý hoặc các cơ sở cất giữ lâu dài.
Đối với hoạt động thông thƣờng của một NMĐHN, hàng năm từ một phần tƣ đến
một phần ba số bó nhiên liệu (BNL) nạp tải vùng hoạt đƣợc lấy ra do độ cháy đã đạt
mức giới hạn kỹ thuật (con số này có thể vào khoảng 50-60 bó đối với LPỨ PWR

và 250-270 bó đối với lò BWR). Nhƣ vậy chỉ sau vài năm hoạt động, trong bể chứa
BNL của một NMĐHN đã có hàng trăm BNL đƣợc lƣu giữ, hoạt độ phóng xạ ở đó
có thể đạt đến mức hàng tỷ tỷ Bq. Nếu thiếu kiến thức, kinh nghiệm, phƣơng tiện,
PHẦN 1: MỞ ĐẦU
2

trang thiết bị trong quá trình quản lý nhiên liệu đã qua sử dụng và để xảy ra sự cố tai
nạn thì hậu quả về chiếu xạ, ô nhiễm phóng xạ là rất lớn, không thể xem thƣờng.
Với các loại công nghệ sử dụng lò phản ứng nƣớc nhẹ (Light Water Reactor-
LWR) nhƣ hiện nay, một BNL tƣơi thƣờng đƣợc đốt trong vùng hoạt từ 3 đến 4
năm với độ cháy tƣơng đƣơng từ 50,000 đến 55,000MWd/t tùy theo độ giàu nạp tải
ban đầu, chiến lƣợc khai thác, cũng nhƣ pháp qui hạt nhân của từng quốc gia. BNL
sau khi đƣợc đƣa ra khỏi vùng hoạt có những đặc trƣng vật lý cơ bản sau:
- Nhiệt dƣ do các quá trình phân rã phóng xạ (phân rã bêta, anpha và gamma)
bên trong một BNL khá lớn, khoảng vài MW ngay sau khi tháo ra khỏi lò.
- Các sản phẩm phân hạch (hơn 400 hạt nhân, có số khối từ 70-160), phổ biến
nhất trong số này là các đồng vị của Strontium, Yttrium, Zirconium, Niobium,
Molybdene, Technitium và Iode, Xenon, Cesium, Baryum, Lanthane.
- Các sản phẩm kích hoạt đƣợc sinh ra từ các đồng vị bền có mặt trong vỏ bọc
và vật liệu cấu trúc BNL, về mặt hoạt độ là nhỏ so với tổng hoạt độ của BNL, chủ
yếu là các đồng vị phát gamma và bêta nhƣ
14
C,
54
Mn,
60
Co,
55
Fe,
59

Ni,
63
Ni,
93
Zr,
94
Nb.
- Các nhân siêu Uran (họ actinide và con cháu của chúng, khoảng 40 đồng vị),
đƣợc hình thành từ một chuỗi các phản ứng bắt neutron của các hạt nhân nặng có
tổng hoạt độ khoảng 10
6
-10
15
Bq khi tháo ra khỏi lò, trong số này phải kể đến các
đồng vị sống dài nhƣ
237
Np,
243
Am,
245
Cm.
- Áp suất bên trong thanh nhiên liệu lớn (khoảng 7.0-8.0Mpa) do sự tích tụ của
các sản phẩm phân hạch dạng khí.
- Vật liệu làm vỏ bọc thanh nhiên liệu (Zircaloy-4) phải chịu các quá trình
biến dạng, dão, cứng hóa, ăn mòn do làm việc dài ngày trong điều kiện môi trƣờng
nƣớc, bức xạ, áp suất và nhiệt độ cao, ngoài ra nó còn phải chịu ứng suất cơ học do
chênh lệch áp suất cao giữa bên trong và bên ngoài thanh nhiên liệu.
- Mặc dù có độ cháy cao, nhƣng
235
U chƣa cháy hết vẫn có độ giàu khoảng

trên dƣới 1% và còn có thêm một lƣợng đáng kể các đồng vị có khả năng phân hạch
PHẦN 1: MỞ ĐẦU
3

239
Pu và
241
Pu đƣợc sinh ra, an toàn tới hạn là một vấn đề hết sức quan tâm khi lƣu
giữ và vận chuyển BNL đã qua sử dụng.
Từ các đặc trƣng nêu trên, chúng ta thấy rằng BNL có nguy cơ bị hƣ hỏng, phá
hủy về mặt cấu trúc nếu không đƣợc làm mát và bảo quản một cách hợp lý. Đặc biệt
khi mất chất tải nhiệt nhiệt độ bề mặt thanh nhiên liệu tăng cao, khi ở nhiệt độ cao
khoảng 1070
o
C, phản ứng ôxy hoá giữa zircaloy với nƣớc sẽ xảy ra mãnh liệt và
một lƣợng lớn khí hydro đƣợc sinh ra, nếu môi trƣờng xung quanh có chứa ôxy thì
nguy cơ nổ hydro là khó tránh khỏi, hậu quả vô cùng nghiêm trọng. Do đó, BNL đã
qua sử dụng là một đối tƣợng cần phải đƣợc quản lý một cách đặc biệt.
Hiện nay kiến thức, kinh nghiệm, thiết kế kỹ thuật, qui trình qui phạm liên quan
đến việc chuyển tải, lƣu cất giữ, vận chuyển an toàn BNL đã cháy trong các
NMĐHN trên thế giới đã đạt đƣợc trình độ cao so với thời kỳ bắt đầu của kỷ
nguyên công nghệ hạt nhân. Tuy vậy, bất cứ một sự cố, tai nạn có thể là rất nhỏ trên
khía cạnh chiếu xạ và thất thoát chất phóng xạ trong quá trình vận chuyển, lƣu cất
giữ bảo quản nhiên liệu vẫn có thể có thể tạo ra mối nghi ngờ đối với dân chúng về
an toàn hạt nhân, điều này ảnh hƣởng rất nghiêm trọng đến chƣơng trình phát triển
ĐHN của một quốc gia.
Trong những năm vừa qua đã có một số đề tài nghiên cứu về lựa chọn công nghệ
NMĐHN, an toàn nhiệt thuỷ động và an toàn cho LPỨ nghiên cứu đƣợc thực hiện
nhằm phục vụ chƣơng trình đƣa ĐHN vào Việt nam. Tuy nhiên, các nghiên cứu liên
quan đến nhiên liệu đã qua sử dụng, an toàn trong lƣu giữ, bảo quản và chuyển tải,

vận chuyển BNL vẫn còn là một vấn đề mới ở Việt Nam. Đặc biệt sau sự cố hạt
nhân ở NMĐHN Fukushima ở Nhật Bản, công nghệ quản lý, lƣu giữ BNL đã qua
sử dụng trong các điều kiện vận hành lò bình thƣờng và tai nạn sự cố phải đƣợc
thẩm định lại ở tất cả các LPỨ trên thế giới và trong các thiết kế mới.
Trong bối cảnh chƣơng trình phát triển ĐHN ở Việt nam, đề tài “Nghiên cứu tìm
hiểu về các đặc trưng vật lý của BNL hạt nhân đã cháy ở thời điểm được lấy ra khỏi
PHẦN 1: MỞ ĐẦU
4

vùng hoạt LPỨ và trong suốt quá trình lưu giữ bảo quản tại NMĐHN” đã đƣợc đặt
ra.
Kết quả nghiên cứu của đề tài cung cấp các thông tin, số liệu kỹ thuật của BNL
đã qua sử dụng. Các số liệu này có thể là cơ sở để tiến hành các nghiên cứu khác
nhƣ thiết kế bể chứa BNL đã cháy, thiết kế các thùng chứa (container) dùng để di
chuyển các BNL, quản lý và xử lý chất thải hạt nhân.














PHẦN 2: NỘI DUNG – Giới thiệu chung

Tình hình nghiên cứu trên thế giới
5

PHẦN 2: NỘI DUNG

Giới thiệu chung
 Tình hình nghiên cứu trên thế giới
Khi xem xét đến ba yếu tố về kinh tế, an toàn và an ninh trong việc sử nguồn
nhiên liệu hạt nhân trên thế giới, vấn đề nâng cao độ cháy khi đốt các BNL trong
NMĐHN đang là một giải pháp đƣợc lựa chọn. Các cƣờng quốc hạt nhân nhƣ Mỹ,
Pháp và Nhật Bản là những nƣớc đi đầu nghiên cứu vấn đề này. Việc nâng độ cháy
cho các BNL từ 50,000 MWd/t hiện nay lên 150,000MWd/t đặt ra hàng loạt các vấn
đề vật lý, kỹ thuật và an toàn phải đƣợc nghiên cứu và thẩm định. Nghiên cứu đặc
trƣng vật lý của BNL liệu có độ cháy cao có tầm quan trọng trong việc xác định
cách thức quản lý, vận chuyển, tái xử lý hoặc chôn thải trực tiếp BNL.
Hiện nay, một hƣớng nghiên cứu khác liên quan đến các đặc trƣng vật lý BNL
hạt nhân cũng đang đƣợc quan tâm là khả năng thiêu đốt tại chỗ các hạt nhân nặng
actinide trong lò PWR và lò tái sinh nhanh (Fast Breeding Reactor- FBR). Từ các
kết quả nghiên cứu, một số lò PWR tại Pháp đã đƣợc nạp tải loại BNL có chứa thêm
một lƣợng các hạt nhân nặng actinide cho mục đích thiêu hủy. Tại hầu hết các lò
FBR trên thế giới, nghiên cứu thiếu đốt actinide là một hƣớng nghiên cứu chính.
Ngoài sự cố mất hoàn toàn khả năng tải nhiệt cho vùng hoạt LPỨ (ở các tổ máy
1, 2, 3), sự cố Fukushima còn đƣợc cả thế giới quan tâm là sự cố mất khả năng tải
nhiệt và mất chất tải nhiệt tại các bể chứa BNL đã qua sử dụng (ở các tổ máy 1, 2, 3
và 4), trong đó nghiêm trọng nhất là ở tổ máy số 4. Khi xảy ra động đất và sóng
thần, chức năng tải nhiệt cho các bể chứa BNL hoàn toàn bị gián đoạn do mất hết
nguồn điện cấp cho các bơm tuần hoàn. Tại bể chứa tổ máy số 4 (đang trong quá
trình tháo nhiên liệu bảo dƣỡng), một số lƣợng lớn các BNL đã bị phơi trần, nhiệt
độ bề mặt thanh nhiên liệu tăng cao đến mức đã xảy ra phản ứng giữa zircaloy với
hơi nƣớc để tạo ra khí hydro, một vụ cháy khí hydro đã xảy ra khiến mái của tòa

PHẦN 2: NỘI DUNG – Giới thiệu chung
Tình hình nghiên cứu ở Việt Nam
6

nhà bị sụp, nhiên liệu bị phơi trần còn là nguyên nhân chính khiến liều phóng xạ
xung quanh khu vực nhà máy tăng cao, gây rất nhiều khó khăn cho việc tiếp cận để
giải quyết sự cố. Sự cố Fukushima thực sự đặt ra rất nhiều vấn đề về kỹ thuật và an
toàn cho các nhà thiết kế chế tạo, cơ quan cấp phép, cơ quan vận hành trên phạm vi
toàn thế giới, đặc biệt là công nghệ quản lý an toàn các BNL đã qua sử dụng. Theo
dự đoán, trong thiết kế các NMĐHN thế hệ mới, các hệ thống đảm bảo an toàn cho
NMĐHN sẽ chuyển hẳn sang sử dụng nguyên lý thụ động (Passive-không phụ
thuộc vào nguồn điện).
 Tình hình nghiên cứu ở Việt Nam
Trƣớc đây, các nghiên cứu về an toàn hạt nhân chủ yếu là các nghiên cứu phục
vụ việc vận hành và khai thác LPỨ nghiên cứu hạt nhân Đà lạt (LPỨ duy nhất ở
Việt Nam). Qua hơn 20 năm hoạt động, một đội ngũ các nhà nghiên cứu về vật lý
LPỨ và an toàn hạt nhân đã từng bƣớc đƣợc hình thành, kiến thức và kinh nghiệm
sử dụng các chƣơng trình tính toán (Computer code) đã đƣợc tích lũy và ngày càng
đƣợc nâng cao. Thực tế, các hƣớng nghiên cứu áp dụng trên lò năng lƣợng vẫn ở
mức hạn chế, hoặc chủ yếu đƣợc tiến hành ở nƣớc ngoài.
Sau khi có chủ trƣơng đầu tƣ xây dựng các NMĐHN ở Việt nam, một số đề tài
nghiên cứu tính toán, phân tích vùng hoạt và an toàn nhiệt thuỷ động cho lò VVER-
1000 bắt đầu đƣợc đặt ra và thực hiện. Tuy nhiên, một khó khăn luôn gặp phải là
việc thiếu các số liệu kỹ thuật và thông tin cần thiết để nghiên cứu tính toán, lý do là
các công ty chế tạo chỉ chuyển giao các số liệu đầy đủ khi Việt Nam chính thức
mua NMĐHN của họ.
Có thể nói, trƣớc khi sự cố Fukushima xảy ra, các nghiên cứu về an toàn liên
quan đến việc quản lý và cất giữ BNL hạt nhân đã qua sử dụng của NMĐHN chƣa
giành đƣợc sự quan tâm của các nhà nghiên cứu và quản lý. Kinh nghiệm từ các
quốc gia có ngành công nghệ ĐHN cho thấy rằng để quản lý an toàn nhiên liệu hạt

nhân đã qua sử dụng, bên cạnh việc học hỏi kinh nghiệm từ nƣớc ngoài, Việt Nam
PHẦN 2: NỘI DUNG – Giới thiệu chung
Nội dung của đề tài
7

cũng phải tự tích luỹ kinh nghiệm, kiến thức và công nghệ thông qua các hoạt động
nghiên cứu.
 Nội dung của đề tài
Đề tài nghiên cứu đƣợc xây dựng nhằm thực hiện các nội dung tính toán chủ yếu
sau đây:
1. Tính toán phân bố tích lũy các đồng vị là sản phẩm phân hạch và biến đổi hạt
nhân theo độ cháy ở bên trong viên nhiên liệu.
2. Tính toán phân bố cháy (theo chiều bán kính) trong một BNL thông qua tính
toán phân bố mật độ công suất trong một BNL.
3. Tính nhiệt dƣ của BNL từ thời điểm tháo ra khỏi vùng hoạt của LPỨ cho đến
20 năm sau.
4. Tính hoạt độ tổng cộng của BNL từ thời điểm tháo ra khỏi vùng hoạt của
LPỨ cho đến 20 năm sau.
5. Đƣa ra phổ photon của BNL tại một số thời điểm sau khi tháo ra khỏi vùng
hoạt của LPỨ và cho đến 20 năm sau.
6. Tính hoạt độ và tỷ số đồng vị của một số đồng vị cần quan tâm trong một
BNL ở thời điểm tháo ra khỏi vùng hoạt của LPỨ.
7. Hàm lƣợng của một số đồng vị cần quan tâm trong một BNL sau 5 năm tháo
ra khỏi vùng hoạt của LPỨ.
Để thực hiện các nội dung nêu trên, đề tài phải thực hiện một loạt các nghiên cứu
tính toán chi tiết trên một phạm vi tƣơng đối rộng, từ các nghiên cứu về viên nhiên
liệu, đến các BNL, vùng hoạt và cuối cùng là tính toán cháy. Tuy nhiên, mô hình
nghiên cứu tính toán trong phạm vi của đề tài vẫn còn một số hạn chế do chƣa tính
đến ảnh hƣởng của trƣờng phân bố nhiệt độ trong vùng hoạt của LPỨ.
Phƣơng pháp nghiên cứu của đề tài là sử dụng các chƣơng trình tính toán và các

số liệu thực tế của lò Tomari số 3

đƣợc cung cấp bởi Ông Fujii, tập đoàn MHI, Nhật
Bản. Ba chƣơng trình tính toán chính đƣợc sử dụng là PIJ (Phƣơng pháp xác suất va
PHẦN 2: NỘI DUNG – Giới thiệu chung
Nội dung của đề tài
8

chạm) và CITATION (Giải phƣơng trình khuếch tán 3 chiều) trong bộ công cụ
SRAC2006 và chƣơng trình Origen 2.2 để tính toán cháy.


















CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về vùng hoạt của lò Tomari 3

9

CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP
NGHIÊN CỨU

1.1. Giới thiệu các đặc trƣng vật lý và kỹ thuật của lò Tomari số 3
Lò phản ứng Tomari số 3 thuộc tổ hợp nhà máy điện hạt nhân Tomari, Hokkaido,
Nhật Bản. Hiện nay, Tomari 3 là lò phản ứng thuộc thế hệ thứ III, đƣợc xây dựng và
đƣa vào vận hành gần đây nhất trên thế giới, bắt đầu chạy thƣơng mại từ
22/12/2009. Tomari 3 đƣợc thiết kế bởi Tập đoàn Công Nghiệp Nặng Mitsubishi
(MHI), sử dụng công nghệ nƣớc áp lực (PWR) với 3 vòng tải nhiệt. Công suất nhiệt
2660MW
nhiệt
và công suất điện 912MW
điện
. Tomari 3 sử dụng nhiên liệu UO
2
với
các độ giàu
235
U khác nhau: 1.6%, 3.5%, 4.4%, 4.8%. Các thông số vật lý và kỹ
thuật chính của vùng hoạt của Tomari 3 đƣợc trình bày trong Bảng 1.1. Các số liệu
này do Ông Fujii thuộc MHI cung cấp.
1.1.1. Các thông số chính về vùng hoạt của lò Tomari 3
Bảng 1.1. Các thông số chính về vùng hoạt của lò Tomari 3
Các thông số chính của lò phản ứng
Công suất nhiệt của vùng hoạt
2660 (MW
nhiệt
)

Áp suất trong vùng hoạt
15.41 (Mpa)
Nhiệt độ đầu vào thùng lò
288.1 (
o
C)
Nhiệt độ đầu ra thùng lò
325.0 (
o
C)
Thông số về cấu trúc lò
Đƣờng kính tƣơng đƣơng của vùng hoạt
3040 (mm)
Đƣờng kính trong của Core Barrel
3400 (mm)
Bề dày của Core Barrel
50 (mm)
Bề dày của tấm bao vùng hoạt
20 (mm)
Vật liệu Core Barrel và tấm bao vùng
hoạt
Thép không gỉ
Đƣờng kính trong của thùng lò
4000 (mm)
Vật liệu của thùng lò
Thép hợp kim thấp với 0.5 (mm) vỏ bọc
thép không gỉ ở mặt trong
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về vùng hoạt của lò Tomari 3
10

Tỷ số thể tích H
2
O/U
3.4 (trạng thái nguội)
Khoảng cách giữa tâm của 2 BNL
215.0 (mm)
Thông số về BNL
Số BNL trong vùng hoạt
157
Mảng bó thanh nhiên liệu
17×17
Số thanh nhiên liệu trong 1 bó
264
Số ống dẫn động thanh điều khiển
24
Đƣờng kính ngoài/trong của ổng dẫn
động thanh điều khiển (Phần trên)
12.24/11.34 (mm)
Đƣờng kính ngoài/trong của ổng dẫn
động thanh điều khiển (Phần dƣới)
10.9/10.08 (mm)
Số ống dẫn thiết bị đo trong vùng hoạt
1
Đƣờng kính ngoài/trong của ống dẫn
thiết bị đo trong vùng hoạt
12.24/11.43 (mm)
Chiều dài vùng nhiên liệu hiệu dụng
364 (mm)
Kích thƣớc tổng thể của BNL

214 (mm) × 214 (mm)
Khoảng cách giữa tâm của 2 thanh nhiên
liệu
12.6 (mm)
Số grid-spacer trên một BNL
9
Vật liệu grid-spacer
Zircaloy – 4
Vật liệu ống dẫn
Zircaloy – 4
Vật liệu đế trên và đế dƣới
Thép không gỉ
Thông số về thanh nhiên liệu
Đƣờng kính ngoài của thanh nhiên liệu
9.50 (mm)
Khe hở giữa viên nhiên liệu và vỏ bọc
0.08 (mm)
Bề dày vỏ
0.57 (mm)
Độ làm giàu của nhiên liệu
Lớn nhất 4.8%
Đƣờng kính viên nhiên liệu
8.19 (mm)
Mật độ viên nhiên liệu
97 % mật độ lý thuyết (UO
2
)
96% mật độ lý thuyết ((G,dU)O
2
)

Chiều dài viên nhiên liệu
11.5 (mm)
Vật liệu vỏ bọc
Zircaloy – 4
(Sn: 0.7%-0.9%, Fe: 0.18-0.24%, Cr: 0.07-0.13%, Fe+Cr: 0.28-0.37%, Nb: 0.45-
0.55%, Zr: còn lại)
Thông số về cụm thanh điều khiển
Vật liệu hấp thụ neutron
Ag – In – Cd (80%, 15%, 5%)
Số cụm thanh điều khiển trong vùng hoạt
48
Số thanh hấp thụ trong một cụm
24
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về vùng hoạt của lò Tomari 3
11

Đƣờng kính khối vật liệu hấp thụ
8.66 (mm)
Đƣờng kính ngoài vỏ bọc
9.68 (mm)
Chiều dài hiệu dụng của khối hấp thụ
3.66 (m)
Vật liệu vỏ bọc
Thép không gỉ 304
Bề dày vỏ bọc
0.47 (mm)
Thông số về bó thanh hấp thụ cháy đƣợc
Số thanh hấp thụ trong một bó
24

Vật liệu hấp thụ
Thủy tinh Borosilicate
Hàm lƣợng
10
B
5.80384E-04 (kg/m)
Chiều dài khối hấp thụ
3.66 (m)
Vật liệu vỏ bọc
Thép không gỉ 304
Bề dày vỏ bọc
0.47 (mm)
Đƣờng kính ngoài của vỏ bọc
9.68 (mm)
Đƣờng kính ngoài khối trục
4.3 (mm)
Bề dày khối trục
0.15 (mm)
Vật liệu khối trục
Thép không gỉ 304
Thông số về bó nguồn chính
Số thanh nguồn trong một bó
1
Vật liệu nguồn neutron
Californium 252
Đƣờng kính ngoài của vỏ bọc nguồn
8.38 (mm)
Chiều dài vỏ bọc nguồn
38 (mm)
Vật liệu vỏ thanh

Thép không gỉ 304
Bề dày vỏ thanh
0.47 (mm)
Đƣờng kính ngoài vỏ thanh
9.68 (mm)
Các thông số nhiệt
Tỷ lệ nhiệt phát ra trong phần nhiên liệu
97.4 (%)
Lƣu lƣợng chất tải nhiệt
45.4×1,000,000 (kg/h)
Tỷ lệ chảy tắt không qua vùng hoạt
6.5 (%)
Diện tích truyền nhiệt hiệu dụng trên bề
mặt nhiên liệu của mỗi BNL
28.7 (m
2
)


CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3
12

1.1.2. Các thông số về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3
 Cấu trúc của BNL
Một BNL trong lò Tomari 3 có cấu trúc nhƣ trên Hình 1.1. Cấu trúc này đƣợc sử
dụng để mô hình hóa BNL trong tính toán neutron và tính toán cháy.

Hình 1.1. Cấu trúc BNL
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3
13

 Bố trí các ống dẫn động thanh điều khiển trong một BNL
Mỗi BNL gồm 24 ống dẫn động thanh điều khiển và một ống dẫn dụng cụ đo ở
chính tâm. Vị trí của các ống dẫn động thanh điều khiển và ống dẫn dụng cụ đo
đƣợc chỉ ra trên Hình 1.2. Các vị trí này đƣợc sử dụng trong mô hình hóa BNL
trong Chƣơng 3.



Hình 1.2. Dãy ống dẫn động thanh điều khiển trong một BNL
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3
14

 Cấu tạo đế trên và đế dưới
Đế trên và đế dƣới là các vật liệu cấu trúc, đƣợc sử dụng để định hình BNL,
ngoài ra đế trên và đế dƣới còn có tác dụng khác nhƣ điều chỉnh dòng chảy của chất
làm chậm qua BNL. Đế trên và đế dƣới đƣợc sử dụng trong mô hình hóa BNL cho
tính toán cháy trong Chƣơng 5.




Hình 1.3. Cấu tạo đế trên và đế dƣới


CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

15

 Cấu tạo một thanh nhiên liệu
Thanh nhiên liệu UO
2
và (U, Gd)O
2
có cấu tạo giống nhau, chỉ khác nhau về mặt
nhiên liệu. Thanh nhiên liệu cũng có nhiều vật liệu cấu trúc nhƣ đầu trên chứa khí,
nắp đậy, mối hàn. Các vật liệu cấu trúc này cũng đƣợc mô hình một cách cụ thể
trong mô hình hóa BNL trong tính toán cháy trong Chƣơng 5.

Hình 1.4. Cấu tạo của thanh nhiên liệu
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3
16

 Vị trí của các thanh nhiên liệu có chứa gadolinium trong BNL
Trong vùng hoạt của lò Tomari 3, có các BNL có chứa 24 hay 16 thanh nhiên
liệu (U, Gd)O
2
để bù trừ độ phản ứng. Vị trí của các thanh nhiên liệu này đƣợc chỉ
ra trên Hình 1.5.

Hình 1.5. Vị trí của các thanh nhiên liệu có chứa gadolinium trong BNL


Gd24
Gd16
Thanh nhiên liệu có chứa gadolinium
Thanh điều khiển
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3
17

 Cấu tạo cụm các thanh điều khiển (các thanh điều chỉnh độ phản ứng)

Các thanh điều khiển này đƣợc sử dụng để bù trừ độ phản ứng khi khởi động lò.
Khi lò đạt 100% công suất. Toàn bộ các thanh điều khiển đƣợc rút ra khỏi vùng
hoạt. Khi đó, vị trí của các thanh điều khiển trong vùng hoạt trở thành các hốc nƣớc.

Hình 1.6. Cấu tạo cụm các thanh điều khiển
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3
18

 Cấu tạo cụm các thanh hấp thụ cháy được
Cụm các thanh hấp thụ cháy đƣợc đƣợc sử dụng để bù trừ độ phản ứng. Gồm 3
loại 16, 20 và 24 thanh, vị trí của chúng đƣợc chỉ ra trên Hình 1.7.

Hình 1.7. Cấu tạo cụm các thanh hấp thụ cháy đƣợc
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3
19

 Cấu tạo các nút chặn
Với các BNL mà không chứa cụm các thanh điều khiển hay thanh hấp thụ cháy
đƣợc, 24 ống dẫn động thanh điều khiển đƣợc nút bởi các nút chặn. Các nút chặn
này có tác dụng chặn dòng chảy của chất làm chậm qua các ống dẫn thanh điều
khiển, do đó tăng cƣờng dòng chảy của chất làm chậm qua nhiên liệu, làm tăng khả
năng tải nhiệt của chất làm chậm. Ngoài ra, có 2 cụm nút chặn có chứa thanh nguồn
chính, để khởi động lò. Cấu tạo của các nút chặn nhƣ trên Hình 1.8.


Hình 1.8. Cấu tạo các nút chặn
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

20

 Sơ đồ vùng hoạt
Vùng hoạt của lò Tomari 3 đƣợc bố trí nhƣ sơ đồ trong Hình 1.9. Sơ đồ này đƣợc
sử dụng trong mô hình hóa vùng hoạt trong Chƣơng 4.


Hình 1.9. Sơ đồ vùng hoạt

 Sơ đồ nạp tải nhiên liệu cho chu trình đầu tiên
Bảng 1.2. Sơ đồ nạp tải nhiên liệu cho chu trình đầu tiên
Loại bó
Độ làm giàu
Số bó
Vùng 1
1
1.6%
37
Vùng 2
2A
3.5% (Gd24)
8
2B
3.5% (Gd16)
4
2C
3.4%
52
Vùng 3
3A

4.4% (Gd24)
16
3B
4.4% (Gd16)
4
3C
4.4%
34

CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3
21







Hình 1.10. Sơ đồ nạp tải nhiên liệu cho chu trình đầu tiên
Sơ đồ nạp tải nhiên liệu cho chu trình đầu tiên đƣợc chỉ ra trong Bảng 1.2 và
Hình 1.10. Ta thấy vị trí của các ống dẫn thiết bị đo trong vùng hoạt là không đối
xứng, do đó Chƣơng 4 sẽ mô phỏng cả vùng hoạt, để xem xét ảnh hƣởng của các
R P N M L K J H G F E D C B A
1 3C 3C 3C
2 3C 3C 3A 1 3A 3C 3C
3 3C 2C 2A 2C 2B 2C 2A 2C 3C
4 3C 3B
2C
24BP

1
2C
20BP
1
2C
20BP
1
2C
24BP
3B 3C
5 3C 2C
2C
24BP
1 3A 1 2C 1 3A 1
2C
24BP
2C 3C
6 3C 2A 1 3A 2C
2C
20BP
1
2C
20BP
2C 3A 1 2A 1C
7 3C 3A 2C
2C
20BP
1
2C
20BP

1
2C
16BP
1
2C
20BP
1
2C
20BP
2C 3A 3C
8 3C 1 2B 1 2C 1
2C
16BP
1
2C
16BP
1 2C 1 2B 1 3C
9 3C 3A 2C
2C
20BP
1
2C
20BP
1
2C
16BP
1
2C
20BP
1

2C
20BP
2C 3A 3C
10 3C 2A 1 3A 2C
2C
20BP
1
2C
20BP
2C 3A 1 2A 1C
11 3C 2C
2C
24BP
1 3A 1 2C 1 3A 1
2C
24BP
2C 3C
12 3C 3B
2C
24BP
1
2C
20BP
1
2C
20BP
1
2C
24BP
3B 3C

13 3C 2C 2A 2C 2B 2C 2A 2C 3C
14 3C 3C 3A 1 3A 3C 3C
15 3C 3C 3C
Ống dẫn thiết bị đo trong vùng hoạt (cách điện)
Bó nhiên liệu (2C: Loại bó; 24: Số thanh hấp thụ cháy đƣợc)
2C
24BP
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Phƣơng pháp nghiên cứu của đồ án
22

ống dẫn thiết bị đo nên phân bố công suất của vùng hoạt. (Các ống dẫn thiết bị đo
hoàn toàn đƣợc cách điện, do đó không có chất làm chậm trong ống dẫn).
1.2. Phƣơng pháp nghiên cứu của đồ án
Phƣơng pháp nghiên cứu của đồ án là sử dụng các chƣơng trình tính toán để thực
hiện các tính toán dựa trên các số liệu thực tế của lò Tomari 3. Phƣơng pháp nghiên
cứu đƣợc trình bày tóm tắt qua lƣu đồ sau:



Hình 1.11. Lƣu đồ nghiên cứu
Ô mạng viên
nhiên liệu
• Phƣơng pháp: Sử dụng chƣơng trình PIJ, chƣơng trình con tính
toán cháy ô mạng trong bộ SRAC2006.
• Nghiên cứu: cháy ở mức độ ô mạng viên nhiên liệu, k
inf
, phổ
neutron, và chuẩn bị hằng số ô mạng cho tính toán các BNL.
BNL

• Phƣơng pháp: Sử dụng chƣơng trình PIJ trong bộ SRAC2006
• Nghiên cứu: Phân bố công suất trong BNL, k
inf
, chuẩn bị hằng số ô
mạng của các BNL cho tính toán vùng hoạt
Vùng hoạt
• Phƣơng pháp: Sử dụng chƣơng trình CITATION trong bộ
SRAC2006
• Nghiên cứu: k
eff,
phân bố công suất theo chiều bán kính, phân bố 3
chiều của thông lƣợng neutron để chuẩn bị cho tính toán cháy.
Cháy
• Phƣơng pháp: Sử dụng chƣơng trình ORIGEN2.2
• Nghiên cứu: nhiệt dƣ của BNL đã qua sử dụng, hoạt độ phóng xạ
của BNL đã qua sử dụng, phổ photon, hàm lƣợng và hoạt độ
phóng xạ của các sản phẩm cần quan tâm
Đề xuất
• Giải pháp cho việc lƣu trữ và vận chuyển BNL đã qua sử dụng
bằng nguyên lý thụ động.
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các chức năng và các thành phần chính của bộ chƣơng trình SRAC2006
23

1.3. Giới thiệu chung về bộ chƣơng trình SRAC2006 và ORIGEN2.2
1.3.1. Giới thiệu chung về bộ chƣơng trình SRAC2006
1.3.1.1. Các chức năng và các thành phần chính
Bộ chƣơng trình SRAC đƣợc xây dựng nhằm mục đích thực hiện các tính toán
liên quan đến khuếch tán và vận chuyển neutron cho nhiều loại LPỨ sử dụng
neutron nhiệt khác nhau. Bộ chƣơng trình cho phép thực hiện các tính toán để thu

đƣợc các tiết diện vi mô và vĩ mô hiệu dụng theo nhóm năng lƣợng, cũng nhƣ các
tính toán các đặc trƣng ô mạng tĩnh và toàn vùng hoạt, kể cả các tính toán cháy. Các
thông số vật lý cơ bản dùng trong thiết kế LPỨ hay phân tích thực nghiệm cũng
đƣợc cung cấp. Tuy nhiên, phiên bản hiện tại chƣa bao gồm việc xử lý các bài toán
vận chuyển photon, động học lò cũng nhƣ tính toán kết hợp với thủy nhiệt. Các
thành phần và chức năng chính của bộ chƣơng trình nhƣ sau:
- Một số thƣ viện các tiết diện tƣơng tác hạt nhân của neutron dựa trên các thƣ
viện mới nhất JENDL, JEFF(JEF) và ENDF/B cho hơn 300 đồng vị.
- Chƣơng trình tính toán sử dụng phƣơng pháp xác suất va chạm (PIJ) có thể
áp dụng cho 16 loại hình học khác nhau, khả năng này cho phép ngƣời dùng có thể
tính toán ô mạng của hầu hết các loại LPỨ hiện tại.
- Ngƣời sử dụng có thể tự thiết lập các sơ đồ tính toán của riêng mình bằng
cách lựa chọn và kết hợp các chƣơng trình tính toán có trong bộ chƣơng trình với
nhau. Có hai chƣơng trình tính toán vận chuyển dùng cho các tính toán phân tích ô
mạng là PIJ và S
N
1D, 2D. Để tính toán vùng hoạt có thêm các chƣơng tính toán
khuếch tán 1D, 2D và 3D, các chƣơng trình này có thể tính toán kết hợp với các
chƣơng tình tính toán vận chuyển nêu trên. Cách thức trao đổi dữ liệu tiết diện
tƣơng tác giữa các chƣơng trình với nhau đƣợc thực hiện một cách tự động.
- Có 3 lựa chọn cho việc xử lý khi tính toán vùng hấp thụ cộng hƣởng trong
giải năng lƣợng cộng hƣởng chính. Các tiết diện hiệu dụng đƣợc tính gần đúng đơn
giản bằng cách tra bảng dựa trên mô hình xử lý các đỉnh cộng hƣởng dải hẹp (NR),
hay có thể đƣợc thay thế bằng mô hình xử lý đỉnh cộng hƣởng dải trung bình (IR).
Tuy nhiên, SRAC2006 cũng đƣa ra một phƣơng pháp xử lý chính xác hơn, đó là
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các chức năng và các thành phần chính của bộ chƣơng trình SRAC2006
24

chƣơng trình con PEACO (giải bài toán ô mạng nhiều vùng bằng phƣơng pháp xác

suất va chạm và sử dụng một cấu trúc nhóm năng lƣợng hầu nhƣ liên tục cho giải
năng lƣợng cộng hƣởng). Tƣơng tác qua lại giữa các cộng hƣởng có thể đƣợc xử lý
một cách chính xác bằng chƣơng trình con PEACO.
- Nhiệt độ tùy ý của các vật liệu cũng đƣợc xử lý trong chƣơng trình nhờ tính
toán nội suy hệ số che chắn cộng hƣởng và các ma trận tán xạ nhiệt. Với chƣơng
trình con PEACO, các tiết diện mở rộng Doppler trong cấu trúc nhóm năng lƣợng
chia siêu-tinh (trên 11,000 nhóm) đƣợc xử lý bằng cách tính nội suy từ các tiết diện
tƣơng ứng với các điểm năng lƣợng lựa chọn và tại nhiệt độ phòng.
- Hệ số hiệu chỉnh Dancoff dùng trong tính toán nội suy hệ số tự chắn của các
đồng vị cộng hƣởng đƣợc tính toán một cách tự động bởi các chƣơng trình con tính
toán xác suất va chạm. Hệ số này không phải là hệ số cho cả khối chất hấp thụ mà
cho từng đồng vị riêng biệt.
- Các hệ bất đồng nhất phức tạp có thể đƣợc giải bằng các tính toán ô mạng
liên tiếp vì việc đồng nhất và trung bình hoá các tiết diện vi mô đƣợc thực hiện một
cách độc lập. Đặc biệt, hiệu ứng hấp thụ cộng hƣởng do hệ bất đồng nhất phức tạp
gây ra có thể đƣợc xử lý đến từng ô mạng vi mô.
- Bộ chƣơng trình SRAC có thể chạy trên hầu hết các máy tính sử dụng hệ
điều hành UNIX hay các hệ điều hành tƣơng tự nhƣ Linux hay FreeBSD. Việc cài
đặt bộ chƣơng trình đƣợc thực hiện một cách khá dễ dàng với bộ các lệnh cài đặt đã
tích hợp sẵn các chƣơng trình nguồn thích hợp và các dữ liệu cần thiết khác phụ
thuộc vào máy tính của ngƣời sử dụng.






CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Cấu trúc của bộ chƣơng trình SRAC
25

1.3.1.2. Cấu trúc của bộ chƣơng trình SRAC
Cấu trúc của bộ chƣơng trình SRAC đƣợc mô tả nhƣ trên Hình 1.11. Bộ chƣơng
trình SRAC tích hợp ba chƣơng trình tính toán vận chuyển và hai chƣơng trình tính
toán khuếch tán dùng cho tính toán thông lƣợng neutron nhƣ sau:
 PIJ: Chƣơng trình tính toán sử dụng phƣơng pháp xác suất va chạm đƣợc
phát triển tại JAERI (hiện nay là JAEA) bao gồm 16 loại lƣới hình học đƣợc chỉ ra
nhƣ trên Hình 1-Phụ lục A,
 ANISN: Chƣơng trình tính toán vận chuyển 1 chiều S
N
gồm các dạng hình
học bản phằng (X), trụ (R), và cầu (R
s
),
 TWOTRAN: Chƣơng trình tính toán vận chuyển 2 chiều S
N
gồm các dạng
hình học bản phẳng (X-Y), trụ (R-Z), và tròn (R-θ),
 TUD: Chƣơng trình tính toán khuếch tán một chiều đƣợc phát triển tại
JAERI, gồm các dạng hình học bản phẳng (X), trụ (R), và cầu (R
s
),
 CITATION: Chƣơng trình tính toán khuếch tán nhiều chiều cho 12 dạng
hình học bao gồm cả các lƣới mạng lục giác và tam giác đƣợc chỉ ra trên Hình 2.a
và 2.b-Phụ lục A.
So với chƣơng trình gốc, các chƣơng trình ANISN, TWOTRAN và CITATION
đã có một vài thay đổi nhằm tăng tốc độ tính toán, trao đổi dữ liệu chứa tiết diện
tƣơng tác giữa các chƣơng trình và có một số lựa chọn mới không có trong phiên
bản gốc. Cho đến khi tính toán thông lƣợng neutron đƣợc thực hiện, các chƣơng
trình cơ bản trong bộ chƣơng trình tích hợp hoàn toàn giống với các chƣơng trình

gốc.
Các lựa chọn để in ra các tiết diện hấp thụ cộng hƣởng, để tính toán sự mất đi của
các đồng vị, tốc độ phản ứng, v.v. cũng đƣợc đƣa thêm vào bộ chƣơng trình. Cùng
với bộ chƣơng trình tích hợp nêu trên, nhiều loại bài toán nguồn cố định và trị riêng
cũng có thể đƣợc giải. Số liệu vào ra cho tiết diện theo nhóm năng lƣợng và thông
lƣợng neutron đƣợc ghi vào các tệp tin Thƣ Viện Chung (PDS-Public Data