ỨNG DỤNG PHẦN MỀM BWRV3 VÀO MÔ PHỎNG VÀ KHẢO SÁT MỘT SỐ SỰ CỐ TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN NƯỚC SÔI (BWR) 1300 MW(e)

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN




NGUYỄN NGUYỆT ANH






ỨNG DỤNG PHẦN MỀM BWR-V3 VÀO MÔ PHỎNG VÀ
KHẢO SÁT MỘT SỐ SỰ CỐ TRONG LÒ PHẢN ỨNG
HẠT NHÂN NƯỚC SÔI (BWR) 1300 MW(e)











LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ

Tp. Hồ Chí Minh - Năm 2014


ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN




NGUYỄN NGUYỆT ANH




ỨNG DỤNG PHẦN MỀM BWR-V3 VÀO MÔ PHỎNG VÀ
KHẢO SÁT MỘT SỐ SỰ CỐ TRONG LÒ PHẢN ỨNG
HẠT NHÂN NƯỚC SÔI (BWR) 1300 MW(e)




Chuyên ngành: Vật Lý Nguyên tử, Hạt nhân và Năng lượng cao
Mã số chuyên ngành: 60 44 05

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ





Người hướng dẫn khoa học:
TS. LÊ BẢO TRÂN






Tp. Hồ Chí Minh - Năm 2014
i

LỜI CẢM ƠN
 
Luận văn này là kết quả của quá trình học tập và nghiên cứu tại Trường Đại
học Khoa học Tự nhiên Tp Hồ Chí Minh. Để hoàn thành được đề tài, tác giả đã
nhận được rất nhiều sự giúp đỡ của các thầy cô, các anh chị, bạn bè đồng khóa tại
Bộ môn Vật lý Hạt nhân. Đó là những chia sẻ vô cùng quý báu đối với tác giả.
Thông qua luận văn, tác giả xin được gửi lời tri ân chân thành tới các thầy cô, xin
cảm ơn các anh chị, bạn bè đã luôn động viên, hỗ trợ tác giả trong suốt quá trình
thực hiện nghiên cứu.
Đặc biệt, tác giả xin gửi lời cảm ơn sâu sắc tới cô hướng dẫn TS Lê Bảo Trân,

người đã luôn quan tâm, đóng góp ý kiến, giúp đỡ tận tình và tạo điều kiện để luận
văn được hoàn thành.
Dù đã có nhiều cố gắng tuy nhiên luận văn không tránh khỏi những thiếu sót,
rất mong nhận được những ý kiến bổ sung từ các thầy cô, các anh chị, bạn bè để
nghiên cứu được hoàn thiện.





TP Hồ Chí Minh, ngày 02 tháng 09 năm 2014
Nguyễn Nguyệt Anh

ii

MỤC LỤC
LỜI CẢM ƠN i
MỤC LỤC ii
DANH MỤC CÁC CHỮ VIẾT TẮT iv
DANH MỤC CÁC BẢNG vi
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ vii
MỞ ĐẦU x
CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN 1
1.1. Vật lý lò phản ứng hạt nhân 1
1.1.1. Neutron trong lò phản ứng 1
1.1.2. Tán xạ và hấp thụ Neutron 2
1.1.3. Phản ứng phân hạch hạt nhân 3
1.1.4. Phản ứng dây chuyền và nguyên tắc làm việc của lò phản ứng hạt nhân 8
1.2. Cơ sở vật lý trong điều khiển lò phản ứng 11
1.2.1. Độ phản ứng 11

1.2.2. Các yếu tố ảnh hưởng tới độ phản ứng 11
1.2.3. Động học lò phản ứng 17
1.3. Lò phản ứng hạt nhân nước sôi BWR 1300MW(e) 21
1.3.1. Nguyên tắc hoạt động chung 21
1.3.2. Cấu trúc lò phản ứng nước sôi 22
1.3.3. Các hệ thống an toàn lò phản ứng 23
CHƯƠNG 2: CHƯƠNG TRÌNH MÔ PHỎNG SỰ CỐ BWR-V3 27
2.1. Giới thiệu về phần mềm BWR-V3 27
2.2. Cài đặt và chạy mô phỏng 27
2.4. Các giao diện mô phỏng 28
2.4.1. Giao diện tổng quan lò 29
2.4.2. Giao diện các chu trình điều khiển lò 32
2.4.3. Bản đồ công suất/lưu lượng và các chức năng điều khiển BWR 34
2.4.4. Giao diện độ phản ứng và điều khiển lò 40
iii

2.4.5. Giao diện các tham số dập lò 42
2.4.6. Giao diện máy phát tua-bin 43
2.4.7. Giao diện cấp nước và tách hơi 44
2.4.8. Hệ thống rào chắn bảo vệ lò 46
CHƯƠNG 3: MÔ PHỎNG MỘT SỐ SỰ CỐ 48
3.1. Sự cố giảm lưu lượng tải nhiệt vùng hoạt do lỗi điều khiển 48
3.1.1. Mô tả sự cố 48
3.1.2. Mô phỏng sự cố trên BWR-V3 48
3.1.3. Phân tích kết quả 54
3.2. Van điều khiển mực nước cấp bị lỗi mở 59
3.2.1. Mô tả sự cố 59
3.2.2. Mô phỏng sự cố trên BWR-V3 59
3.2.3. Phân tích kết quả 63
3.3. Sự cố vỡ thùng lò phản ứng mức trung bình – LOCA 800 kg/s 66

3.3.1. Mô tả sự cố 66
3.3.2. Mô phỏng trên BWR-V3 66
3.3.3. Phân tích kết quả 70
KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 76
TÀI LIỆU THAM KHẢO 78


iv

DANH MỤC CÁC CHỮ VIẾT TẮT
Tổ chức
IAEA International Atomic Energy Agency – Cơ quan năng lượng nguyên tử
Quốc tế
CTI Cassiopeia Technologies Incorporated – Liên hợp khoa học công nghệ
Cassiopeia
Lò phản ứng
BWR Boiling Water Reactor – Lò phản ứng hạt nhân nước sôi
PWR Pressuried Water Reactor – Lò phản ứng nước áp lực
Hệ thống
ADS Automatic Depressure System – Hệ thống giảm áp tự động
CEP Condensate Extraction Pump – Bơm ngưng tụ
CRDH Control rod drive hydraulic subsystem – Bộ điều khiển thủy lực phụ
CST Condensate Storage Tank – Bể chứa chất lỏng dự trữ
ECCS Emergency Core Cooling Systems – Hệ thống làm mát khẩn cấp
EHC Electrohydraulic Control System – Bộ điều khiển thủy điện
FMCRD Fine Motion Control Rod Drive – Thiết bị định vị thanh điều khiển
FWP Feedwater Pumps – Bơm cấp nước
HCU Hydraulic Control Unit – Thiết bị điều khiển thủy lực
HPCF High Pressure Coolant Flooder – Hệ thống phun chất tải nhiệt cao áp
HPHX High Pressure Heaters – Hệ nung nhiệt cao áp

HP-MV High Pressure heater motorized valves – Van điều chỉnh nung nhiệt cao
áp
LPCF Low Pressure Coolant flooder – Hệ thống phun chất tải nhiệt thấp áp
MSR Moisture Separator and Reheater - Máy tách ẩm và gia lại nhiệt
RCIC Reactor Core Isolated Coolant – Hệ thống làm mát dự phòng
RHR Residual Heat Removal – Hệ thống khử nhiệt dư
RIPs Reactor Internal Pumps – Các máy bơm nội bộ
v

RPC Reactor Pressure Control unit – Bộ điều áp
RPS Reactor Protection System – Hệ thống bảo vệ lò phản ứng
RSP Remote Setpoint – Điểm đặt từ xa
SRVs Safety Relief Valves – Van xả áp an toàn
TCV Turbine Control Valve – Van điều khiển tua-bin
Sự cố
DCF Decreasing Core Flow – Giảm lưu lượng vùng hoạt
LOCA Loss of Coolant Accident – Tai nạn mất chất tải nhiệt
FWLCVO Feedwater Level Control Valve Open – Van điều khiển mực nước cấp
mở
Thông số, trạng thái
FP Full Power – Công suất toàn phần (Công suất tối đa trên danh nghĩa)
IC Initial Conditions – Chế độ điều kiện ban đầu
RPM Round per Minute – Vòng/phút
SP Setpoint – Điểm đặt
TAF Tof of Fuel – Đỉnh thanh nhiên liệu

vi

DANH MỤC CÁC BẢNG
Bảng Trang

Bảng 1.1: Tiết diện các phản ứng (barn) tại năng lượng neutron 0.025eV 3
Bảng 1.2: Năng lượng ngưỡng E
ng
và năng lượng liên kết B đối với các hạt nhân
phân hạch 5
Bảng 1.3: Số trung bình các neutron sinh ra do phân hạch ν 8
Bảng 2.1: Các tín hiệu cảnh báo trên màn hình 31
Bảng 3.1: Các bước tăng công suất bơm nội bộ và công suất lò 52
Bảng 3.2: Sự thay đổi của các thông số lò trong sự cố LOCA 800kg/s 70

vii

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ
Hình Trang
Hình 1.1: Sự phụ thuộc σ
ie
vào năng lượng neutron 2
Hình 1.2: Mô hình cơ chế phân hạch hạt nhân 4
Hình 1.3: Sự phụ thuộc số mảnh vỡ phân hạch
235
U

bởi neutron nhiệt 7
Hình 1.4: Mô hình phát triển của phản ứng dây chuyền 9
Hình 1.5: Sơ đồ hoạt động của lò phản ứng hạt nhân nước sôi 21
Hình 1.6: Các kiểu thiết kế tòa nhà lò phản ứng nước sôi 25
Hình 2.1: Giao diện Tổng quan phần mềm BWR-V3 29
Hình 2.2: Giao diện Các chu trình điều khiển lò 33
Hình 2.3: Giao diện Bản đồ Công suất/Lưu lượng 35
Hình 2.4: Giao diện Độ phản ứng và Điều khiển lò 40

Hình 2.5: Giao diện Các tham số dập lò 42
Hình 2.6: Giao diện Máy phát tua-bin 44
Hình 2.7: Giao diện Cấp nước và Tách hơi 45
Hình 2.8: Giao diện Hàng rào bảo vệ lò 46
Hình 3.1: Đường dịch chuyển của con nháy vàng 50
Hình 3.2: Công suất neutron quá điểm giới hạn 50
Hình 3.3a: Trạng thái vùng hoạt không ổn định 51
Hình 3.3b: Trạng thái van điều khiển hơi đến tua-bin 51
Hình 3.4a: Các bước tăng công suất bơm nội bộ và công suất lò 53
Hình 3.4b: Công suất lò khôi phục 100% 53
Hình 3.5: DCF - Áp suất bơm nội bộ (kPa) 55
Hình 3.6: DCF - Tốc độ bơm nội bộ (RPM) 55
Hình 3.7: DCF - Lưu lượng tải nhiệt vùng hoạt (kg/s) 55
Hình 3.8: DCF - Lưu lượng hơi đến tua-bin (kg/s) 55
Hình 3.9: DCF - Áp suất lò (kPa) 55
Hình 3.10: DCF - Công suất lò (%) 55
viii

Hình 3.11: DCF - Nhiệt độ nhiên liệu (
0
C) 56
Hình 3.12: DCF - Độ phản ứng tổng (mk) 56
Hình 3.13: DCF - Nồng độ hai pha vùng hoạt (%) 56
Hình 3.14: DCF - Độ phản ứng của bọt khí (mk) 56
Hình 3.15: Hiển thị lỗi van cấp nước mở ra hoàn toàn 61
Hình 3.16: Giao diện “Bản đồ Công suất/Lưu lượng” khi xảy ra sự cố 61
Hình 3.17: Tình trạng bơm cấp nước và các van 62
Hình 3.18: Giao diện hàng rào bảo vệ lò 62
Hình 3.19: FWLCVO - Mực nước trong lò (m) 63
Hình 3.20: FWLCVO - Áp suất lò (kPa) 63

Hình 3.21: FWLCVO - Lưu lượng hơi trên mái (kg/s) 63
Hình 3.22: FWLCVO - Lưu lượng nước cấp (kg/s) 63
Hình 3.23: FWLCVO - Công suất lò (kPa) 64
Hình 3.24: FWLCVO - Lưu lượng tải nhiệt vùng hoạt (kg/s) 64
Hình 3.25: FWLCVO - Nhiệt độ nhiên liệu (
0
C) 64
Hình 3.26: FWLCVO - Tốc độ máy bơm nội bộ (RPM) 64
Hình 3.27: Cảnh báo dập lò khi lưu lượng tải nhiệt bị vỡ lên đến ~600 kg/s 67
Hình 3.28 : Các tín hiệu cảnh báo và sự thay đổi của các thông số lò 67
Hình 3.29 : Trạng thái bơm cấp nước và các van 68
Hình 3.30 : Giao diện “Hệ thống hàng rào bảo vệ lò” và “Các tham số dập lò” 68
Hình 3.31: LOCA - Lưu lượng dòng bị vỡ (kg/s) 73
Hình 3.32: LOCA - Áp suất trong bể khô (kPa) 73
Hình 3.33: LOCA - Lưu lượng nước cấp (kg/s) 73
Hình 3.34: LOCA - Công suất lò (kPa) 73
Hình 3.35: LOCA - Áp suất lò (kPa) 73
Hình 3.36: LOCA - Lưu lượng hơi trên mái (kg/s) 73
Hình 3.37: LOCA - Mực nước trong lò (m) 74
Hình 3.38: LOCA - Nhiệt độ chất tải nhiệt (
0
C) 74
Hình 3.39: LOCA - Nhiệt độ nhiên liệu (
0
C) 74
ix

Hình 3.40: LOCA - Lưu lượng phun HPCF (kg/s) 74
Hình 3.41: LOCA – Lưu lượng phun RCIC (kg/s) 74
Hình 3.42 LOCA - Lưu lượng phun LPCF (kg/s) 74

x

MỞ ĐẦU
Với tình hình nhu cầu về năng lượng trên thế giới nói chung và Việt Nam nói
riêng hiện nay đang tăng cao trong khi các nguồn cung cấp năng lượng cũ (thủy
điện, nhiệt điện…) đã không còn đáp ứng đủ và kịp thời cho sản xuất và sinh hoạt,
thì việc khai thác những nguồn năng lượng mới là một đòi hỏi tất yếu của xã hội. Ở
nước ta hiện nay, điện hạt nhân với ưu điểm nổi trội hơn so với các nguồn năng gió,
mặt trời, địa nhiệt: giá thành rẻ hơn, kĩ thuật không phức tạp bằng, phù hợp với điều
kiện địa hình khí hậu…, cùng với sự kế thừa công nghệ từ các nước đi trước, việc
phát triển năng lượng điện hạt nhân là một tiềm lực lớn và là một trong những chiến
lược phát triển kinh tế quan trọng của Chính phủ trong thời kì hội nhập.
Lịch sử điện hạt nhân đã bắt đầu từ những năm 1950-1960 và tốc độ được đẩy
mạnh sau đó, tuy có những giai đoạn nguồn năng lượng này bị suy giảm chậm lại
do sự hoài nghi về tính an toàn cũng như an ninh quốc gia, nhưng cho tới hiện nay
điện hạt nhân vẫn chứng minh được giá trị và tiềm năng phát triển to lớn của nó, tất
nhiên cùng với công nghệ kĩ thuật ngày càng được cải thiện nâng cao và an ninh
năng lượng ngày càng được thắt chặt đảm bảo.
Trong bước đầu khai thác sử dụng điện hạt nhân ở nước ta, cụ thể là dự án nhà
máy điện hạt nhân tại Ninh Thuận đến năm 2030 đưa vào hoạt động, các yêu cầu về
an toàn năng lượng càng trở nên cấp thiết. Xuất phát từ các đòi hỏi đó, đề tài “Ứng
dụng phần mềm BWR-V3 vào mô phỏng và khảo sát một số sự cố trong lò phản
ứng hạt nhân nước sôi (BWR) 1300MW(e)” được chọn ra để nghiên cứu. Về phần
mềm mô phỏng các sự cố có thể xảy ra trong lò phản ứng, BWR-V3 là phần mềm
được IAEA hỗ trợ cho các nước thành viên phục vụ cho mục đích giáo dục. Nghiên
cứu BWR-V3 để đưa vào bồi dưỡng đào tạo nhân lực là một yếu tố không thể thiếu
trong những đòi hỏi chung về an toàn vận hành và điều khiển nhà máy điện hạt
nhân.

Trong phạm vi nghiên cứu, mục tiêu của đề tài là chọn ra một số những sự cố
thường xảy ra trong lò phản ứng nước sôi: sự cố giảm lưu lượng chất tải nhiệt trong
vùng hoạt do lỗi điều khiển, sự cố van điều khiển mực nước làm mát bị lỗi mở hoàn
xi

toàn, sự cố thủng đáy thùng lò làm rò rỉ lưu lượng tải nhiệt 800 kg/s (sự cố LOCA
trung bình). Thông qua việc mô phỏng các tai nạn lò, từ những thông số vật lý được
rút ra, chúng ta gián tiếp đánh giá được những tình huống thực tế có thể xảy ra, từ
đó có thể kiểm soát và chuẩn bị những phương án khắc phục hiệu quả.
Việc mô phỏng các tình huống có thể xảy ra trong lò phản ứng nước sôi giúp
các nhà khoa học có thể đánh giá, tiên liệu trước tình hình, các hậu quả rủi ro được
lường đến, trên cơ sở đó tìm ra các hướng kiểm soát, khắc phục và hạn chế tối đa
những sự cố ngoài mong muốn.
Với mục tiêu như trên, nội dung nghiên cứu sẽ được trình bày trong 3 chương,
trong đó chương 1 của luận văn sẽ trình bày một số cơ sở lý thuyết của lò phản ứng,
động học lò và cơ sở cho việc điều khiển lò. Chương 2 sẽ mô tả khái quát phần
mềm mô phỏng BWR-V3 với những đặc điểm và chức năng chính. Nội dung mô
phỏng các sự cố và phân tích kết quả sẽ được đề cập trong chương 3 của luận văn.


1

CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN
Trong chương này, luận văn sẽ trình bày sơ lược những cơ sở lý thuyết về lò
phản ứng, điều khiển lò phản ứng và giới thiệu cấu trúc cơ bản của một hệ thống lò
phản ứng hạt nhân nước sôi 1300 MW(e).
1.1. Vật lý lò phản ứng hạt nhân
1.1.1. Neutron trong lò phản ứng
Hạt nhân nguyên tử do các proton và neutron tạo nên. Số proton và neutron
trong hạt nhân được kí hiệu là Z và N. Tổng số A = Z+N là số khối lượng, gần bằng

khối lượng hạt nhân, biểu thị trong đơn vị khối lượng nguyên tử 1,660x10
-27
kg.
Proton là hạt mang điện tích dương đơn vị bằng 1,6x10
-19
C và có khối lượng
bằng 1,6726x10
-27
kg hay 938,279 MeV. Neutron không có điện tích, khối lượng
của nó bằng 1,675x10
-27
kg hay 989,573 MeV, tức là lớn hơn khối lượng proton [2].
Proton là hạt cơ bản bền, còn neutron chỉ bền trong hạt nhân bền vững. Quá
trình phân rã của neutron trong hạt nhân bền vững bị cấm về mặt năng lượng vì khi
phân rã cần thắng năng lượng liên kết của neutron trong hạt nhân. Trong vật lý lò
phản ứng, các neutron được xét ở trạng thái tự do. Ở trạng thái tự do, neutron phân
rã với thời gian bán rã 11,7 phút theo sơ đồ phân rã β
-
như sau:
 →  + 

+
ν

e
(1.1)
Trong đó e
-
là electron và ν
e

là phản neutrino. Tuy nhiên, sự không bền của
neutron tự do không đóng vai trò quan trọng khi nghiên cứu các quá trình vật lý
trong lò phản ứng. Đó là do thời gian tương tác của neutron với vật chất trong lò
phản ứng rất bé so với thời gian sống của neutron.
Các neutron được sinh ra trong lò phản ứng với năng lượng từ 0 MeV đến 10
MeV. Tính chất tương tác của neutron với vật chất khác nhau trong các miền năng
lượng khác nhau. Vì vậy người ta chia toàn dãy năng lượng từ 0 ÷ 10 MeV thành 3
miền năng lượng và các neutron cũng được chia thành 3 loại theo 3 miền năng
lượng đó.
Các neutron nhiệt có năng lượng E trong miền 0 < E ≤ 0,1 eV.
Các neutron trung gian có năng lượng E trong miền 0,1 eV < E ≤ 100 KeV.

2

Các neutron nhanh có năng lượng E trong miền 100 KeV < E ≤ 10 MeV.
Các lò phản ứng hạt nhân cũng được phân loại theo các miền năng lượng của
neutron (lò phản ứng neutron nhiệt, lò phản ứng neutron trung gian và lò phản ứng
neutron nhanh), trong đó phần lớn các neutron trong miền năng lượng tương ứng
được hấp thụ và gây phân hạch nhiên liệu hạt nhân.
1.1.2. Tán xạ và hấp thụ Neutron
Khi neutron va chạm với hạt nhân xảy ra các quá trình tán xạ đàn hồi, tán xạ
không đàn hồi và hấp thụ neutron.
Trong tán xạ đàn hồi 
(
,
)






, động năng tổng cộng của các hạt tương tác,
tức là các neutron và hạt nhân, không thay đổi trước và sau va chạm, còn trong tán
xạ không đàn hồi 
(
,
)



∗


một phần động năng chuyển thành năng lượng kích
thích của hạt nhân sau va chạm 
∗


. Năng lượng kích thích này sau đó được phát ra
dưới dạng lượng tử γ.
Trong tán xạ không đàn hồi, hạt nhân được chuyển sang trạng thái kích thích,
do đó chỉ có các neutron với năng lượng lớn hơn năng lượng kích thích mới tham
gia phản ứng. Như vậy quá trình tán xạ không đàn hồi là quá trình có ngưỡng với
năng lượng ngưỡng 

=





, trong đó E
1
là năng lượng của mức kích thích
đầu tiên của hạt nhân với khối lượng A.

Hình 1.1: Sự phụ thuộc σ
ie
vào năng lượng neutron
Tiết diện tán xạ không đàn hồi σ
ie
phụ thuộc vào năng lượng neutron E dẫn ra
trên hình 1.1, trong đó tiết diện khác không chỉ khi E ≥ E
ng
và đạt giá trị cực đại đối

3

với năng lượng 10 ÷ 15 MeV. Năng lượng của mức kích thích đầu tiên E
1
có giá trị
cỡ vài MeV đối với hạt nhân nhẹ và giảm đến dưới 100KeV đối với hạt nhân nặng.
Vì vậy tán xạ không đàn hồi xảy ra chủ yếu trong miền neutron nhanh và đối với
các hạt nhân nặng.
Phản ứng hấp thụ neutron (n,b) là quá trình tương tác neutron với hạt nhân mà
sau tương tác tạo nên hạt mới b. Đó là các quá trình (n,γ), (n,β), (n,p), (n,α), (n,2n),
(n,f) trong đó (n,f) là phản ứng phân hạch hạt nhân.
Tiết diện hấp thụ neutron σ
a
bằng tổng của các tiết diện của các quá trình nói
trên.

σ
a
= σ
γ
+ σ
β
+ σ
p
+ σ
α
+ σ
2n
+ σ
f
+ (1.2)
Bảng 1.1: Tiết diện các phản ứng ( barns) tại năng lượng neutron 0,025 eV [2]
Hạt nhân

σ
t
(toàn phần) σ
s
(tán xạ) σ
a
(hấp thụ) σ
f
(phân hạch)
9
Be 7 7 0,01 -
12

C 4,8 4,8 0,0034 -
10
B 4014 4,0 4010 -
235
U 704 10 694 582
Từ bảng 1.1 thấy rằng đối với các hạt nhân
9
Be và
12
C chủ yếu xảy ra quá
trình tán xạ đàn hồi neutron. Do đó, các chất này có thể được sử dụng làm chất làm
chậm hay phản xạ neutron. Đối với
10
B phản ứng hấp thụ 
(
, 
)





có tiết diện
rất lớn. Do đó
10
B được làm chất hấp thụ neutron trong lò phản ứng với neutron
nhiệt. Trong trường hợp
235
U phản ứng phân hạch có tiết diện rất lớn, vì vậy hạt
nhân này được dùng làm nhiên liệu phân hạch.

1.1.3. Phản ứng phân hạch hạt nhân
Phản ứng hạt nhân quan trọng nhất trong các quá trình vật lý của lò phản ứng
là phản ứng phân hạch hạt nhân. Dưới tác dụng của neutron, hạt nhân nguyên tố
nặng bị phân chia chủ yếu thành 2 mảnh với khối lượng gần bằng nhau. Có thể biểu
diễn một sự kiện phân hạch hạt nhân
235
U bằng phương trình sau:



+ 


→ 
∗


→ 




+ 




+   +



(1.3)

4

1.1.3.1. Cơ chế phản ứng phân hạch hạt nhân
Cơ chế phản ứng phân hạch hạt nhân được miêu tả bởi mẫu giọt, trong đó hạt
nhân được xem như là một giọt chất lỏng mang điện tích dương [2], [3]. Giọt chất
lỏng này tồn tại do cân bằng lực giữa lực đẩy Coulomb của các proton với lực hút
hạt nhân và sức căng bề mặt. Khi neutron tương tác với hạt nhân, trong hạt nhân
xuất hiện sự biến dạng dao động từ dạng hình cầu sang dạng có 2 phần dạng quả lê
nối với nhau (hình 1.2). Quá trình dao động kết thúc bằng sự phân hạch hạt nhân,
tức là chỗ nối bị đứt. Điều kiện phân hạch là năng lượng kích thích E
*
vượt quá
năng lượng ngưỡng E
ng
, đó là độ cao bờ thế năng phân chia. Bờ thế năng này xuất
hiện là do sự tăng thế năng trong pha đầu biến dạng, khi đó diện tích bề mặt tăng và
sức căng bề mặt tăng. Sức căng này có xu hướng bảo toàn dạng hình cầu của hạt
nhân, là dạng có thế năng cực tiểu.

Hình 1.2: Mô hình cơ chế phân hạch hạt nhân
Quá trình phân hạch về mặt năng lượng có thể xảy ra đối với các hạt nhân với
số khối lượng lớn hơn 80. Tuy nhiên trong lò phản ứng chỉ xảy ra sự phân hạch của
các hạt nhân nặng từ ℎ


đến 



. Động năng neutron, năng lượng liên kết của
nó và độ cao bờ thế năng phân hạch xác định khả năng phân hạch của các hạt nhân
cụ thể. Các hạt nhân
232
Th,
233
U,
235
U,
238
U và
239
Pu thường được sử dụng trong lò
phản ứng. Khi hấp thụ neutron, các hạt nhân này tạo thành các hạt nhân hợp phần
233
Th,
234
U,
236
U,
239
U và
240
Pu với năng lượng kích thích E
*
tối thiểu bằng năng

5

lượng liên kết B của neutron trong các hạt nhân đó ( E

*
≥ B ). Nếu E
*
> E
ng
thì hạt
nhân xuất phát có thể bị phân hạch khi hấp thụ neutron với năng lượng bất kì. Còn
nếu B < E
ng
thì quá trình phân hạch chỉ xảy ra khi động năng neutron phải đủ lớn để
E
*
> E
ng
. Trên bảng 1.2 dẫn ra các giá trị E
ng
và năng lượng liên kết B của neutron
trong các hạt nhân nêu trên.
Bảng 1.2: Năng lượng ngưỡng E
ng
và năng lượng liên kết B đối với các hạt
nhân phân hạch [2]
Hạt nhân
Năng lượng
ngưỡng E
ng
( MeV)

Hạt nhân hợp phần
Năng lượng liên

kết B (MeV)
232
Th 5,9
233
Th 5,07
233
U 5,5
234
U 6,77
235
U 5,75
236
U, 6,4
238
U 5,85
239
U 4,76
239
Pu 5,5
240
Pu 6,38
Từ bảng 1.2 thấy rằng B > E
ng
đối với các hạt nhân
233
U,
235
U và
239
Pu còn đối

với các hạt nhân
232
Th,
238
U thì B < E
ng
. Như vậy, các hạt nhân
233
U,
235
U và
239
Pu
được phân hạch bởi neutron có năng lượng bất kỳ, trong đó có neutron nhiệt, còn
các hạt nhân
232
Th,
238
U thì được phân hạch bởi các neutron có động năng lớn hơn
giá trị ngưỡng. Các hạt nhân
233
U,
235
U và
239
Pu được gọi là các hạt nhân phân hạch.
Nói chung các hạt nhân với số lẻ neutron là các hạt nhân phân hạch, chẳng hạn với
cả
241
Pu, còn các hạt nhân với số chẵn neutron là các hạt nhân có ngưỡng, gồm

232
Th,
238
U và
240
Pu.
Trong thiên nhiên tồn tại các hạt nhân
232
Th,
235
U và
238
U. Uranium thiên nhiên
gồm 0,714%
235
U. Các hạt nhân phân hạch
233
U và
239
Pu được tạo nên do các phản
ứng của neutron lên các hạt nhân khác.
ℎ +  → ℎ



















(1.4)
 + → 



















(1.5)



+  → 



 +


→ 


(1.6)

6

Các hạt nhân
232
Th và
238
U được gọi là nguyên liệu hạt nhân. Chúng dùng để
chế tạo các nhiên liệu hạt nhân
233
U,
239
Pu và
241
Pu.

1.1.3.2. Các sản phẩm phân hạch
Luận văn chủ yếu sẽ trình bày lò phản ứng neutron nhiệt sử dụng nhiên liệu
235
U. Do đó sẽ xem xét chi tiết hơn quá trình phân hạch
235
U. Quá trình này không
xảy ra theo một sơ đồ cố định nào mà có nhiều kênh phản ứng, mỗi kênh được đặc
trưng bởi các mảnh vỡ phân hạch. Trên hình 1.3 trình bày số mảnh vỡ sinh ra trên
một phân hạch, phụ thuộc vào số khối lượng mảnh vỡ phân hạch đó. Các mảnh vỡ
phân hạch có khối lượng A = 72 ÷ 161, trong đó có 2 nhóm khối lượng 80 ÷ 100 và
125 ÷ 155 có suất ra lớn nhất, chiếm cỡ 99%. Các hạt nhân có khối lượng 110 ÷ 125
chỉ chiếm cỡ 1%. Như vậy hạt nhân
235
U bị phân hạch cho 2 mảnh vỡ có khối lượng
không bằng nhau, tỉ lệ sinh ra lớn nhất đối với 2 mảnh vỡ A = 95 và A = 139. Sự
phân hạch không đối xứng này mâu thuẫn với tiên đoán của mẫu giọt vì một chất
lỏng thông thường được chia thành hai phần bằng nhau. Tính chất không đối xứng
trong phân hạch hạt nhân được giải thích trong khuôn khổ mẫu vỏ do sự ưu tiên
hình thành các hạt nhân với vỏ choán đầy chứa 50 và 82 neutron [2] [3].
Các mảnh vỡ phân hạch thường có hoạt tính β vì chúng thừa neutron. Chẳng
hạn các mảnh vỡ 


và 


với suất ra cỡ 7%. Số khối lượng của các hạt nhân
bền tương ứng là 88 và 136, vì vậy 



thừa 6 neutron và 


thừa 4 neutron.
Thành phần các sản phẩm phân hạch theo các nguyên tố hóa học thay đổi do
phân rã β. Chẳng hạn, một dãy các phân rã liên tiếp nhau như sau:

Nếu quá trình phân hạch kéo dài đủ lâu với tốc độ không đổi thì trong phần
lớn các dãy phân rã tạo nên sự cân bằng và thành phần hóa học của các sản phẩm
phân hạch cuối cùng cũng sẽ không đổi. Trong trạng thái cân bằng, một phần tư các

7

sản phẩm là các nguyên tố đất hiếm. Trong các nguyên tố khác thì Zirconi chiếm
15%, Molypden chiếm 12%, Xesi chiếm 6,5%. Các khí Xenon và Kripton chiếm
16%.
Thể tích các khí này khi phân hạch 1 kg Uranium trong khoảng thời gian dài
(khoảng 4 năm) đạt tới hơn 25 m
3
ở điều kiện bình thường.

Hình 1.3: Sự phụ thuộc số mảnh vỡ phân hạch
235
U bởi neutron nhiệt
Ngoài các mảnh vỡ phân hạch, khi phân hạch hạt nhân còn có các lượng tử γ
tức thời, các hạt β do phân rã, các lượng tử γ do phân rã, các neutrino và các
neutron. Phản ứng phân hạch
235
U giải phóng ra năng lượng phân bố theo các sản
phẩm phân hạch như sau :

Động năng các mảnh vỡ phân hạch 169 MeV
Năng lượng: Các γ tức thời 5 MeV
Các neutrino phân hạch 5 MeV
Các β do phân rã 7 MeV
Các γ do phân rã 6 MeV
Các neutrino 11 MeV

8

Tổng cộng: 203 MeV
Ngoài các thành phần năng lượng nêu trên còn có đóng góp của năng lượng
bức xạ γ cỡ 8 MeV do quá trình chiếm phóng xạ (n,γ). Như vậy năng lượng tổng
cộng là 211 MeV. Tuy nhiên đối với lò phản ứng chỉ quan tâm đến năng lượng
được biến thành nhiệt. Năng lượng này vào cỡ 200 MeV, nghĩa là toàn bộ năng
lượng ngoài năng lượng neutrino.
Nếu một nhà máy điện hạt nhân đang hoạt động với công suất P (MW) và
năng lượng sinh ra trên mỗi phân hạch là E (MeV), sử dụng nhiên liệu
235
U thì:
Tỉ lệ phân hạch là : 6,25.10
18
.


(phân hạch/giây).
Tỉ lệ đốt cháy nhiên liệu là : 2,43.10
-3
.



(gam/giây).
Một đặc điểm của phân hạch hạt nhân
235
U là trong số các sản phẩm phân hạch
có các neutron. Các neutron sinh ra do phân hạch là đối tượng đáng lưu ý nhất vì
chúng đóng vai trò quan trọng trong phản ứng dây chuyền. Trong mỗi phân hạch
trung bình xuất hiện ν neutron. Đại lượng này khác nhau đối với các hạt nhân khác
nhau và tăng khi tăng năng lượng neutron .
Bảng 1.3: Số trung bình các neutron sinh ra do phân hạch ν [2]
Hạt nhân E = 0,025 eV E = 1,8 eV
233
U 2,52 2,71
235
U 2,41 2,74
238
U - 2,70
239
Pu 2,92 3,21
Các neutron phân hạch gồm 2 loại: neutron tức thời sinh ra tại thời điểm phân
hạch và neutron trễ sinh ra muộn hơn so với thời điểm phân hạch.
1.1.4. Phản ứng dây chuyền và nguyên tắc làm việc của lò phản ứng hạt nhân
Trước tiên, để lò hoạt động được cần tạo ra một lượng neutron ban đầu, người
ta dựa vào hiện tượng quang phân rã hạt nhân, kí hiệu (γ, n). Dưới tác dụng của bức
xạ γ của các chất phóng xạ tự nhiên (ví dụ: 


) lên các nguyên tố dùng làm bia
như Berili, Dơteri có thể xảy ra 2 quá trình sau:

9




+ 


→ 


+ 


(1.9)



+ 


→ 


+ 


(1.10)
Một phân hạch hạt nhân
235
U bởi neutron nhiệt phát ra trung bình ν = 2,41

neutron. Để đơn giản trong suy luận theo hình 1.4, giả sử trong một phân hạch xuất
hiện 3 neutron. Khi đó 1 neutron ban đầu gây phân hạch và sinh ra 3 neutron khác,
ta gọi nó là thế hệ neutron thứ nhất. Ba neutron này gây phân hạch và tạo nên 3
2
= 9
neutron của thế hệ thứ hai. Trong thế hệ thứ ba sẽ có 3
3
= 27 neutron. Cho đến thế
hệ thứ 50 ta có 3
50
≈ 10
25
neutron. Như vậy số neutron tăng lên rất nhanh theo các
thế hệ neutron. Đó là sự phát triển của phản ứng dây chuyền.

Hình 1.4: Mô hình phát triển của phản ứng dây chuyền
Trong lò phản ứng, phản ứng dây chuyền thực hiện trong môi trường gồm vật
liệu phân hạch (Uranium, plutoni, ), các chất làm chậm (nước, graphit, ), các chất
hấp thụ (Bo, ), các chất tải nhiệt (nước, natri lỏng, ) và vật liệu cấu trúc (nhôm,
thép, ). Sau khi phân hạch, các neutron được sinh ra là các neutron nhanh, chúng
tương tác với tất cả các vật liệu hợp phần, trong đó xảy ra tán xạ đàn hồi, tán xạ
không đàn hồi, hấp thụ và phân hạch hạt nhân. Các chất làm chậm có tác dụng giảm
năng lượng neutron do quá trình tán xạ không đàn hồi và tán xạ đàn hồi. Nếu trong

10

môi trường không có chất làm chậm thì các neutron nhanh bị môi trường hấp thụ,
do đó các hạt nhân nhiên liệu bị phân hạch do neutron nhanh. Khi đó phản ứng dây
chuyền được thực hiện nhờ neutron nhanh. Nếu trong môi trường có mặt chất làm
chậm thì các neutron bị làm chậm đến neutron trung gian và neutron nhiệt. Khi đó,

phản ứng dây chuyền thực hiện nhờ neutron trung gian và neutron nhiệt.
Khả năng nhân neutron của môi trường vô hạn được đặc trưng bởi hệ số nhân
k
∞
:


=




(1.11)
Trong đó: n
i
và n
i-1
là các mật độ neutron trong 2 thế hệ kế tiếp nhau.
Đối với vùng hoạt của lò phản ứng là một môi trường nhân hữu hạn, ta sử
dụng hệ số nhân hiệu dụng k
eff
.
k

=




= εpηfΛ


Λ

(1.12)
Với: ɛ là hệ số phân hạch nhanh.
p là xác xuất thoát cộng hưởng.
η là hệ số tái sinh neutron.
f là hệ số sử dụng neutron nhiệt.
Ʌ
f
là xác suất không rò rỉ neutron nhanh.
Ʌ
t
là xác suất không rò rỉ neutron nhiệt.
Để phản ứng dây chuyền cân bằng trong môi trường vùng hoạt hữu hạn thì
phải chọn kích thước vùng hoạt, khối lượng nhiên liệu phân hạch, tỉ lệ các chất hợp
phần và cách bố trí tính sao cho k
eff
= 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 k
eff
<1 là trạng thái dưới tới hạn, khi
đó phản ứng dây chuyền tự tắt. Trạng thái k
eff
> 1 là trạng thái trên tới hạn, phản
ứng dây chuyền phát triển.

11

1.2. Cơ sở vật lý trong điều khiển lò phản ứng
1.2.1. Độ phản ứng
Với điều kiện hoạt động bình thường của một lò phản ứng ở mức tới hạn hoặc
gần tới hạn, k gần bằng 1. Độ lệch của k trên dưới 1 sẽ làm thay đổi công suất của
lò phản ứng. Hệ số thông dụng trong phân tích lò để mô tả hoạt động của lò phản
ứng khi k lệch khỏi 1 được gọi là độ phản ứng. Độ phản ứng là một đại lượng được
định nghĩa bằng toán học và không thể đo đạc trực tiếp trong thực tế:
Độ phản ứng:  =





(1.13)
Trong điều kiện bình thường, những thay đổi về độ phản ứng là nhỏ nên đơn
vị của nó thông dụng nhất là mili-k, viết tắt là mk.
Sự thay đổi độ phản ứng trong lò phản ứng có thể là do sự thay đổi vị trí các
thanh điều khiển trong lõi lò, nồng độ Xenon, nhiệt độ nhiên liệu, nhiệt độ điều
hành và bọt khí trong nước làm mát Như vậy, sự thay đổi độ phản ứng tổng thể
được tính bằng:
 = 

+ 

+ 

+ 

+ 


+ (1.14)
ρ là độ phản ứng tổng (mk)
ρ

là độ phản ứng neutron thay đổi do các thanh điều khiển (mk)
ρ

là độ phản ứng neutron thay đổi do nhiệt độ vận hành (mk)
ρ

là độ phản ứng neutron thay đổi do nhiệt độ nhiên liệu (mk)
ρ

là độ phản ứng neutron thay đổi do bọt khí trong vùng hoạt (mk)
Trong điều kiện thông thường k gần bằng 1 nên công thức trên có thể viết lại
như sau:
 = k

− 1 (1.15)
Ví dụ: Hệ số nhân k
eff
= 1,003 thì  = 0,003.
1.2.2. Các yếu tố ảnh hưởng tới độ phản ứng
1.2.2.1. Ảnh hưởng của nhiệt độ tới tốc độ phản ứng
Tốc độ phản ứng đối với một hạt nhân xác định được cho bởi công thức:

12

R = ΦƩ = ΦΝσ (1.16)
Với: N là số hạt nhân trên một đơn vị thể tích và σ là tiết diện phân hạch

hoặc tiết diện hấp thụ của nhân tương ứng, Φ là thông lượng neutron.
Tốc độ phản ứng sẽ thay đổi như một hàm của nhiệt độ vì một trong các lý do
sau:
 Sự nở vì nhiệt của vật liệu sẽ làm giảm mật độ của nó dẫn đến N giảm.
 Sự thay đổi về phổ năng lượng neutron nhiệt làm thay đổi σ.
 Sự chuyển động của hạt nhân với tốc độ cao hơn làm tăng xác suất bắt cộng
hưởng của neutron trên nhiệt (hiệu ứng Dopper, dãn nở cộng hưởng).
 Những ảnh hưởng của mật độ
Nhiệt độ của chất làm chậm và chất làm nguội tăng làm mật độ nó giảm. Khi
số lượng nguyên tử trên một đơn vị thể tích không lớn, neutron sẽ văng xa hơn
trong quá trình tương tác vì thế tăng khả năng thoát ra khỏi lõi lò dẫn đến xác suất
không rò rỉ neutron nhanh và neutron nhiệt tăng và do đó độ phản ứng tăng.
Sự giảm mật độ nguyên tử Ʃ
ɑ
sẽ dẫn đến tiết diện hấp thụ vĩ mô của chất làm
chậm và chất làm nguội thấp. Vì thế làm tăng hệ số sử dụng nhiệt.
Nếu như có chất hấp thụ trong chất làm nguội hoặc chất làm chậm hoặc cả
hai thì ảnh hưởng độ phản ứng do thay đổi mật độ sẽ tăng lên nhiều.
Nếu như nhiên liệu được chứa trong Ceramic có độ bền tinh thể cao thì ảnh
hưởng về mật độ do nhiệt độ là không đáng kể miễn là nhiệt độ của nhiên liệu được
giữ ở mức dưới nóng chảy.
 Ảnh hưởng của giãn nở Dopper
Ảnh hưởng của giãn nở Dopper tăng khi nhiệt độ của nhiên liệu thay đổi bởi
vì nhiệt độ của nhiên liệu tăng sẽ làm tăng sự bắt neutron trong
238
U khi chúng đi
qua vùng cộng hưởng.
Sự hấp thụ tại đỉnh cộng hưởng là một hàm của tốc độ neutron với tốc độ của
nhân
238

U. Vì vậy, nhiệt độ của nhiên liệu cao làm nguyên tử
238
U chuyển động
nhanh hơn và có một vùng rộng mà ở đó vận tốc neutron trùng với đỉnh hấp thụ
238
U.