Luận văn tốt nghiệp: Tìm hiểu và tính toán các thông số cơ bản của lò phản ứng hạt nhân

TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
KHOA VẬT LÝ


LUẬN VĂN TỐT NGHIỆP
ĐỀ TÀI:

TÌM HIỂU VÀ TÍNH TỐN CÁC THƠNG SỐ CƠ BẢN
CỦA LỊ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN

GVHD: ThS. Nguyễn Đình Gẫm
SVTH: Nguyễn Hà Kim Loan
Niên khóa: 2006 – 2011

Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 4, 2011


TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
KHOA VẬT LÝ


LUẬN VĂN TỐT NGHIỆP
ĐỀ TÀI:

TÌM HIỂU VÀ TÍNH TỐN CÁC THƠNG SỐ CƠ BẢN
CỦA LỊ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN
GVHD: ThS. Nguyễn Đình Gẫm
SVTH: Nguyễn Hà Kim Loan
Ngành: Sư phạm Vật lý
Mã số: 102
Niên khóa: 2006 – 2011

Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 4, 2011


LỜI MỞ ĐẦU
Từ khi lò phản ứng đầu tiên trên thế giới đạt trạng thái tới hạn tại Chicago vào ngày 2
tháng 12 năm 1942, một số lượng lớn các lò phản ứng hạt nhân đã được thiết kế và xây
dựng vì nhiều mục đích khác nhau như: sản xuất điện, chiếu xạ y học, nghiên cứu, sản xuất
nhiên liệu phân hạch, tạo sức đẩy trong tàu thuyền, máy bay, tên lửa, vệ tinh,… Như vậy,
việc sử dụng và đưa vào hoạt động các lị phản ứng hạt nhân nói chung hay các nhà máy
điện hạt nhân nói riêng rất quan trọng đối với cuộc sống.
Ở các nước trên thế giới, sự phát triển lò phản ứng hạt nhân cũng như nhà máy điện hạt
nhân đã đạt đến trình độ kỹ thuật tiên tiến. Riêng ở Việt Nam, ngồi lị phản ứng hạt nhân ở
Đà Lạt, chúng ta chỉ mới bắt đầu phát triển, nghiên cứu và sắp tới sẽ tiến hành xây dựng nhà
máy điện hạt nhân tại Ninh Thuận.
Để tính tốn, thiết kế lị phản ứng hạt nhân, ta cần phải biết các thơng số đặc trưng của
lị. Sau khi thiết kế và lắp ráp lò, cần phải xác định bằng thực nghiệm các thông số vật lý lị.
Với đề tài “TÌM HIỂU VÀ TÍNH TỐN CÁC THƠNG SỐ CƠ BẢN CỦA LÒ PHẢN
ỨNG HẠT NHÂN”, em mong rằng luận văn này sẽ mang lại cho mọi người những kiến
thức cơ bản về vật lý lị. Và có thể trong tương lai, khi lò phản ứng hạt nhân và nhà máy
điện hạt nhân trở nên rất phổ biến, những kiến thức này sẽ được dạy ở trường phổ thơng.
Em xin chân thành cảm ơn thầy Nguyễn Đình Gẫm đã tận tình hướng dẫn và giúp đỡ em
hồn thành luận văn này.
Em xin chân thành cảm ơn các thầy cô trong trường và khoa vật lý trường Đại học Sư
phạm thành phố Hồ Chí Minh đã cung cấp kiến thức trong thời gian học tập tại trường và
tạo điều kiện cho em được làm luận văn.
Cảm ơn các bạn bè đã ủng hộ, động viên trong thời gian làm luận văn.
Con xin cảm ơn ba mẹ đã nuôi dạy để con có được kết quả ngày hơm nay.
Mặc dù đã cố gắng rất nhiều, nhưng vì kiến thức cịn hạn hẹp và đề tài được thực hiện
trong một thời gian ngắn, nên em khơng thể trình bày một cách sâu sắc những vấn đề liên

quan đến lò phản ứng hạt nhân. Kính mong nhận được ý kiến góp ý, phê bình và xây dựng
của các thầy cơ và các bạn. Xin chân thành cảm ơn.


MỤC LỤC
LỜI MỞ ĐẦU........................................................................................................... 3
MỤC LỤC ................................................................................................................ 4
PHẦN 1: TỔNG QUAN VỀ LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN .................................. 7
CHƯƠNG 1: NĂNG LƯỢNG TỪ PHẢN ỨNG PHÂN HẠCH ............................ 7
T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

1.1. Phản ứng phân hạch hạt nhân ................................................................................ 7
T
0

T
0

1.1.1. Thế nào là phản ứng phân hạch hạt nhân ............................................................. 7
T
0

T
0

1.1.2. Phản ứng dây chuyền........................................................................................... 7
1.2. Khối lượng tới hạn ................................................................................................... 8
1.3. Năng lượng phân hạch hạt nhân ............................................................................. 9
T
0

T
0

T
0

T

0

T
0

T
0

1.3.1 Năng lượng liên kết và năng lượng liên kết riêng của hạt nhân ............................. 9
T
0

T
0

1.3.2 Sự phân hạch ...................................................................................................... 10
T
0

T
0

1.3.3 Động năng của các mảnh vỡ phân hạch .............................................................. 11
T
0

T
0

1.3.4 Năng lượng phát ra sau sự kiện phân hạch .......................................................... 12

T
0

T
0

1.3.5 Năng lượng tỏa ra từ phản ứng phân hạch 235U ................................................. 12
1.4. Sự tương đương năng lượng từ nhiên liệu hóa thạch và nhiên liệu hạt nhân ..... 13
T
0

T
0

T
0

T
0

CHƯƠNG 2: LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN......................................................... 14
T
0

T
0

2.1. Lò phản ứng hạt nhân ........................................................................................... 14
2.2. Cấu tạo chung ........................................................................................................ 14
2.3. Nguyên tắc hoạt động ............................................................................................ 16

2.4. Phân loại lò phản ứng ............................................................................................ 17
T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

2.4.1 Phân loại các lị phản ứng theo mục đích sử dụng: gồm 2 nhóm ......................... 17
T
0

T

0

2.4.2 Phân loại các loại lị phản ứng theo đặc trưng vật lý ........................................... 18
T
0

T
0

2.4.3 Phân loại lò theo đặc trưng kỹ thuật.................................................................... 19
T
0

T
0

CHƯƠNG 3: CHU TRÌNH SỐNG CỦA NEUTRON .......................................... 20
T
0

T
0

3.1. Các neutron sinh ra từ phản ứng phân hạch ........................................................ 20
3.2. Chu trình sống của neutron................................................................................... 21
T
0

T
0

T
0

T
0

3.2.1. Thừa số phân hạch nhanh .................................................................................. 21
T
0

T
0

3.2.2. Xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng .................................................................... 21
T
0

T
0

3.2.3. Xác suất tránh rò đối với neutron nhanh ............................................................ 22
T
0

T
0

3.2.4. Xác xuất tránh rò đối với neutron nhiệt ............................................................. 22
T

0

T
0

3.2.5. Hệ số sử dụng neutron nhiệt f ........................................................................... 22
T
0

T
0

3.2.6. Hệ số sinh neutron ............................................................................................. 22
T
0

T
0

CHƯƠNG 4: LÒ PHẢN ỨNG TÁI SINH ............................................................ 25
T
0

T
0

4.1 Quá trình hình thành
T
0

239
P

Pu .................................................................................... 25
P

T
0


4.2 Quá trình hình thành 233U ...................................................................................... 25
4.3 Hệ số tái sinh ........................................................................................................... 25
4.4 Hệ số chuyển đổi ..................................................................................................... 26
4.5 Thời gian nhân đôi T d ............................................................................................. 27
T
0

P

T
0

P

T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

R

R0
T

PHẦN 2: CÁC THƠNG SỐ CƠ BẢN CỦA LỊ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ....... 28
CHƯƠNG 5: CÁC KHÁI NIỆM CƠ BẢN........................................................... 28
T
0

T
0

T
0

T
0

5.1 Tiết diện hiệu dụng ................................................................................................. 28
T

0

T
0

5.1.1 Tiết diện hiệu dụng vi mô (tiết diện vi mô) ......................................................... 28
T
0

T
0

5.1.2 Tiết diện hiệu dụng vĩ mô ................................................................................... 29
T
0

T
0

5.1.3 Tiết diện hạt nhân phụ thuộc vào năng lượng hay vận tốc của neutron ............... 30
5.2 Tỉ lệ tương tác trong bia ......................................................................................... 32
5.3 Thông lượng neutron .............................................................................................. 33
T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

5.3.1 Thông lượng neutron từ một chiều ..................................................................... 33
T
0

T
0

5.3.2 Thông lượng neutron từ nhiều chiều ................................................................... 33
5.4 Sự làm chậm neutron.............................................................................................. 34
T
0

T
0

T
0

T
0

5.4.1 Cơ chế làm chậm ................................................................................................ 34
T
0

T
0

5.4.2 Tham số va chạm ξ ........................................................................................... 35
T
0

T
0

5.4.3 Lethargy ............................................................................................................. 35
T
0

T
0

5.4.4 Số va chạm S ...................................................................................................... 36
5.5 Chu kì lị phản ứng ................................................................................................. 37
5.6 Chu kỳ nhiên liệu trung bình ................................................................................. 39
T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

CHƯƠNG 6: LÝ THUYẾT KHUẾCH TÁN NEUTRON ................................... 40
T
0

T
0

6.1 Khuếch tán neutron ................................................................................................ 40
T
0

T
0

6.1.1 Độ dài dịch chuyển............................................................................................. 40
T
0

T
0

6.1.2 Mật độ dòng neutron .......................................................................................... 41
T
0

T
0

6.1.3 Định luật Fick .................................................................................................... 43
T
0

T
0

6.1.4 Sự rị neutron...................................................................................................... 44
6.2 Phương trình khuếch tán neutron ......................................................................... 44
T
0

T
0

T
0

T

0

6.2.1 Phương trình khuếch tán ..................................................................................... 44
T
0

T
0

6.2.2 Các điều kiện biên .............................................................................................. 45
6.3 Độ dài khuếch tán ................................................................................................... 47
6.4 Tổng hợp quá trình khuếch tán và làm chậm neutron ......................................... 48
T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

6.4.1 Quá trình khuếch tán (ứng với thời gian khuếch tán t kt ) ...................................... 48
T
0

R

R

T
0

6.4.2 Quá trình làm chậm (ứng với thời gian làm chậm t ch ) ......................................... 48
6.5 Sự phản xạ neutron................................................................................................. 49
6.6 Phương trình khuếch tán đối với một nhóm neutron ........................................... 50
T
0

T
0

R

R

T
0

T
0

T
0

T
0

6.6.1 Phương trình và nghiệm của nó .......................................................................... 50
T
0

T
0


6.6.2 Xác định hằng số A trong biểu thức thông lượng neutron ................................... 56
T
0

T
0

6.6.3 Buckling vật liệu và Buckling hình học .............................................................. 58
6.7 Buckling vật liệu trong trường hợp tính đến sự làm chậm neutron .................... 58
T
0

T
0

T

0

T
0

CHƯƠNG 7: TRẠNG THÁI TỚI HẠN CỦA LÒ PHẢN ỨNG ......................... 60
T
0

T
0

7.1 Hệ số nhân khi khơng tính đến sự rị rỉ neutron (đối với lị phản ứng có kích
thước vơ hạn) ................................................................................................................ 60
T
0

T
0

7.1.1 Hệ số phân hạch nhanh ε ................................................................................... 60
T
0

T
0

7.1.2 Xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng p .................................................................. 61
T
0

T
0

7.1.3 Hệ số sử dụng neutron nhiệt ............................................................................... 63
T
0

T
0

7.1.4 Hệ số sinh neutron .............................................................................................. 64
T
0

T
0

7.1.5 Hệ số nhân đối với một số môi trường ................................................................ 65
7.2 Hệ số nhân khi tính đến sự rị rỉ neutron (đối với lị phản ứng có kích thước hữu
hạn) ................................................................................................................................ 69
T
0

T
0

T
0

T
0

7.2.1 Xác suất tránh rò đối với neutron nhanh ............................................................. 69
T
0

T
0

7.2.2 Xác suất tránh rò đối với neutron nhiệt ............................................................... 69
7.3 Kích thước tới hạn của vùng hoạt lị phản ứng ..................................................... 69
T
0

T
0

T
0

T
0

7.3.1 Vùng hoạt có dạng hình cầu ............................................................................... 70
T
0

T
0

7.3.2 Vùng hoạt có dạng hình trụ ................................................................................ 70
T
0

T
0

7.3.3. Vùng hoạt có dạng hình hộp .............................................................................. 71
7.4 Cơng suất của lị phản ứng – Tốc độ phân hạch – Tốc độ tiêu hủy ...................... 72
T
0

T
0

T
0

T
0

7.4.1 Công suất của lò phản ứng.................................................................................. 72
T
0

T
0

7.4.2 Tốc độ phân hạch – Tốc độ tiêu hủy ................................................................... 74

7.5 Hệ số không đồng đều ............................................................................................. 75
T
0

T
0

T
0

T
0

7.5.1 Đối với vùng hoạt có dạng hình cầu bán kính R 0 ................................................ 75
T
0

R

R0
T

7.5.2 Đối với vùng hoạt có dạng hình trụ bán kính R 0 , chiều cao H 0 ........................... 76
T
0

R

R

R

R0
T

7.5.3 Đối với vùng hoạt có dạng hình lập phương ....................................................... 76
T
0

T
0

PHẦN 3: MỘT VÀI BÀI TỐN ÁP DỤNG TÍNH CÁC THƠNG SỐ CƠ BẢN
CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ...................................................................... 77
KẾT LUẬN............................................................................................................. 99
TÀI LIỆU THAM KHẢO ................................................................................... 100
T
0

T
0

T
0

T
0

T
0

T
0


PHẦN 1: TỔNG QUAN VỀ LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN

CHƯƠNG 1: NĂNG LƯỢNG TỪ PHẢN ỨNG PHÂN HẠCH

1.1. Phản ứng phân hạch hạt nhân
1.1.1. Thế nào là phản ứng phân hạch hạt nhân
Khi một hạt nhân nguyên tử hấp thụ một neutron, trở thành hạt nhân hợp phần có năng
lượng cao. Hạt nhân hợp phần có thể vỡ thành hai mảnh gọi là sản phẩm phân hạch kèm
theo một số neutron và giải phóng một lượng lớn năng lượng. Quá trình này được gọi là
phản ứng phân hạch. Năng lượng được giải phóng ở trên chính là năng lượng dùng để liên
kết các nucleon trong hạt nhân.
Ví dụ: Khi hạt nhân

U hấp thụ một neutron trở thành hạt nhân hợp phần 236U. Năng

235

P

P

lượng vừa được hấp thụ từ neutron làm hạt nhân hợp phần không bền, vỡ thành hai mảnh có
số khối trung bình và phát ra vài neutron, đồng thời giải phóng một năng lượng lớn.

Hình 1.1 Phân hạch hạt nhân bằng neutron [5]

P

1.1.2. Phản ứng dây chuyền
Sau một phân hạch, hạt nhân phát ra ν neutron. Khi đó, một neutron ban đầu được hấp
thụ và gây ra phân hạch, sinh ra ν neutron khác, ta gọi đó là thế hệ neutron thứ nhất. ν
neutron này gây ra phân hạch và tạo thêm ν 2 neutron của thế hệ thứ 2. Trong thế hệ thứ 3
có ν 3 neutron,… Như vậy số neutron tăng rất nhanh qua các thế hệ neutron. Đó là sự phát
triển của phản ứng dây chuyền.


Hình 1.2 Phản ứng dây chuyền của uranium 235[5]
P

1.2. Khối lượng tới hạn
Không phải tất cả neutron sinh ra do sự phân hạch đều tham gia phản ứng dây chuyền.
Một số neutron mất đi do các phản ứng không phân hạch (thường là phản ứng bắt-bức xạ)
với nhiều vật liệu có mặt trong lị phản ứng và ngay cả hạt nhân nhiên liệu. Một số neutron
khác lại hồn tồn thốt ra bên ngồi vùng hoạt lị phản ứng. Có thể làm giảm số lượng
neutron mất đi do thoát ra khỏi bề mặt biên hình học bằng cách làm gia tăng kích thước (hay
khối lượng) nhiên liệu phân hạch và dùng lớp phản xạ. Khối lượng tối thiểu của nhiên liệu
phân hạch để có thể duy trì phản ứng dây chuyền gọi là khối lượng tới hạn.
Khối lượng tới hạn của nhiên liệu trong một lò phản ứng phụ thuộc vào rất nhiều điều
kiện nhưng ln ln có một giá trị xác định.
Ví dụ: khối lượng tới hạn của 235U có thể nằm trong khoảng nhỏ hơn 1 kg đối với nhiên
P

P

liệu lò gồm muối uranium chứa khoảng 90% đồng vị phân hạch hoà tan trong nước cho tới
hơn 200 kg trong hơn 30000 kg uranium thiên nhiên nhúng chìm trong một khối graphic.

Nếu chỉ sử dụng uranium thiên nhiên (chứa khoảng 0,7 % 235U) thì khơng thể đạt trạng thái
P

tới hạn được.

P


1.3. Năng lượng phân hạch hạt nhân
1.3.1 Năng lượng liên kết và năng lượng liên kết riêng của hạt nhân
Xét hạt nhân ZA X có khối lượng M.
Độ hụt khối: ∆m = [Zm p + (A-Z)m n ] – M = Zm H + (A-Z)mn – M
R

R

R

R

R

R

R

(1.1)

R

Với mp = m H = 1,007825 u; mn = 1,008665 u
R

R

R

R

R

R

Năng lượng liên kết:
BE = ∆m × c 2 (J) nếu ∆m tính bằng kg

(1.2)

Hay BE = ∆m × 931 (MeV) nếu ∆m tính bằng u

(1.3)

Năng lượng liên kết riêng:
BE 931
=
[1, 007825Z + 1, 008665( A − Z ) − M ]
A
A

Ví dụ:

120

Sn có M = 119,9022 u và

(1.4)

235

U có M = 235,0439 u.

Đối với 120Sn:
P

P

BE 931
MeV
=
=
[1, 007825 × 50 + 1, 008665 × 70 − 119,9022
] 8,5
A 120
nuclon
Đối với 235U:
P

P

BE 931

MeV
=
=
0439] 7, 6
[1, 007825 × 92 + 1, 008665 ×143 − 235,
A 235
nuclon

Số nucleon trong hạt nhân
Hình 1.3 Đồ thị biến thiên của năng lượng liên kết riêng theo số khối [4]
P


Dựa vào đồ thị, ta thấy rằng năng lượng liên kết riêng tăng nhanh đến giá trị cực đại 8,7
MeV đối với hạt nhân có số khối A = 56 (sắt). Sau đó giảm dần đến 7,6 MeV đối với

235

U.

Những hạt nhân ở giữa bảng tuần hoàn (số khối A từ 40 đến 100 có năng lượng liên kết
riêng lớn khoảng 8,5 MeV) là những hạt nhân bền vững.
1.3.2 Sự phân hạch
Hình 1.4 trình bày số mảnh vỡ phân hạch trên một phân hạch 235U bởi neutron nhiệt. Các
P

P

mảnh vỡ phân hạch có số khối A từ 72 đến 161. Trong đó có 2 nhóm có số khối từ 80 đến
110 và 125 đến 155 có suất ra lớn nhất, chiếm cỡ 99%. Các hạt nhân có số khối từ 110 đến

125 chỉ chiếm cỡ 1%. Như vậy, hạt nhân 235U bị phân hạch cho ra 2 mảnh vỡ có số khối hay
P

P

khối lượng khơng bằng nhau.

Hình 1.4 Sự phụ thuộc của số mảnh vỡ phân hạch trên một phân hạch 235U bởi neutron
P

P

nhiệt[2]
P

Năng lượng cần thiết và nhỏ nhất để làm hạt nhân phân hạch được gọi là năng lượng
kích hoạt. Năng lượng kích hoạt được sử dụng cho hai phần: một phần truyền cho các
nucleon riêng biệt bên trong hạt nhân tạo ra các dạng chuyển động nội tại, một phần dùng để
kích thích chuyển động của tồn bộ hạt nhân, do đó gây ra biến dạng theo mẫu giọt chất
lỏng và làm hạt nhân vỡ thành các mảnh nhỏ.


2

Năng lượng kích hoạt đối với từng hạt nhân phụ thuộc tỉ số Z /A của hạt nhân đó theo hệ
P

P

thức:


Z2 
Ek ≈ 0,18 × A ×  5, 2 − 0,117 ×  MeV
A

2
3

(1.5)

Trong đó Z là số hiệu nguyên tử và A là số khối của hạt nhân bị phân hạch.
2
Z2
5,
2
>
0,117
) thì năng lượng kích hoạt rất nhỏ. Do
Khi Z /A khá lớn (nhưng vẫn thỏa
A
P

P

đó các hạt nhân nặng có thể phân hạch khơng những do hấp thụ năng lượng neutron mà cịn
có thể phân rã một cách tự phát.
Khi hấp thụ neutron, hạt nhân

A

Z

A+1
Z

X biến thành hạt nhân

X ở trạng thái kích thích có

mức năng lượng cao hơn mức cơ bản. Năng lượng kích thích bằng tổng động năng và năng
lượng liên kết của neutron trong hạt nhân mới. Nếu năng lượng kích thích lớn hơn năng
lượng kích hoạt thì sự phân hạch xảy ra, ngược lại hạt nhân chỉ chuyển về trạng thái cơ bản
và phát ra tia bức xạ.
*Đối với 238U
P

P

P

P

Theo (1.5), E k ≈ 7 MeV. Năng lượng kích thích sau khi hấp thụ neutron chậm: E = ∆mc2
R

R

P

= (M 238 + n – M 239 )c2 ≈ 6 MeV < E k . Vì vậy hạt nhân

R

R

R

P

P

R

R

238
P

U chỉ phân hạch khi hấp thụ
P

P

P

R

neutron có động năng lớn hơn giá trị: (7 – 6) MeV = 1 MeV.
*Đối với 235U
P

P

Theo (1.5), E ≈ 6,6 MeV. Năng lượng kích thích sau khi hấp thụ neutron chậm: E =
R

k

R

∆mc2 = (M 235 + n – M 236 ) c2 ≈ 6,8 MeV > E k . Vì vậy, chỉ cần bắt neutron nhiệt có năng
P

P

R

R

R

P

P

R

R

R

lượng khoảng 0,1→ 0,001eV thì hạt nhân 235U cũng đủ năng lượng phá vỡ hạt nhân.
P

P

P

P

1.3.3 Động năng của các mảnh vỡ phân hạch
Khi hạt nhân uranium bắt một neutron:
n + U → Hạt nhân hợp phần U* + Năng lượng Q
Hạt nhân hợp phần U* không bền sẽ phân hạch tạo thành mảnh phân hạch nặng Y H và
R

R

mảnh phân hạch nhẹ Y L , đồng thời phát ra ν neutron.
R

R

Ta có: m L , v L, E L và m H , v H , E H lần lượt là khối lượng, vận tốc và động năng của hai
R

R

R

R

R

R

R

R

R

R

R

R

mảnh phân hạch.
Áp dụng định luật bảo toàn động lượng: m L v L = m H v H
R

R

R

R

R

R

R

R

P


→

vL mH
=
vH mL

(1.6)

mL vL2
EL
mH
2 = v=
L
=
2
EH mH vH vH mL
2

Lập tỉ lệ:

(1.7)

→ Động năng ban đầu của những mảnh phân hạch tỉ lệ nghịch với khối lượng của
chúng. Như vậy mảnh phân hạch nhẹ hơn sẽ có động năng lớn hơn.
1.3.4 Năng lượng phát ra sau sự kiện phân hạch
Năng lượng phát ra từ phản ứng phân hạch chủ yếu là động năng của các mảnh phân
hạch. Trong khoảng 10-3 cm kể từ điểm phân hạch, các mảnh phân hạch trở về trạng thái cơ
P

P

bản, toàn bộ động năng sẽ chuyển thành nhiệt. Ngoài các mảnh vỡ phân hạch, khi phân hạch
hạt nhân còn phát ra các lượng tử γ tức thời, các lượng tử γ do các mảnh vỡ phân rã, các
neutrino và các neutron.
Các mảnh vỡ phân hạch thường có hoạt tính β do chúng thừa neutron. Vì vậy, sau khi
phân hạch chúng tiếp tục phân rã β thêm 3, 4, 5,…lần để trở thành đồng vị bền.
1.3.5 Năng lượng tỏa ra từ phản ứng phân hạch
Khi một hạt nhân

235

U

U phân hạch, nó có xu hướng vỡ thành 2 mảnh nằm trong nhóm

235

các hạt nhân bền vững. Tương ứng một nucleon của

U sau phân hạch phát ra một năng

235

lượng là: 8,5 - 7,6 = 0,9 MeV. Như vậy năng lượng thu được khi phân hạch 1 hạt nhân

235

U

là 0,9 × 235 ≈ 210 MeV gồm:
- Động năng các mảnh vỡ phân hạch: 169 MeV
- Các γ tức thời:

5 MeV

- Các neutron phân hạch:

5 MeV

- Các β do phân rã:

7 MeV

- Các γ do phân rã:

6 MeV

- Các neutrino:

11 MeV
Tổng cộng: 203 MeV

Ngoài các thành phần năng lượng nêu trên, cịn có đóng góp của năng lượng bức xạ γ
cỡ 8 MeV do quá trình bắt bức xạ (n, γ ). Như vậy, năng lượng tổng cộng cỡ 210 MeV [2].
P

P


1.4. Sự tương đương năng lượng từ nhiên liệu hóa thạch và nhiên liệu hạt nhân
Dựa trên công thức Einstein E = mc người ta tính được 1g khối lượng tương đương
2

một năng lượng 5, 608 ×1026 MeV . Khi tất cả hạt nhân trong 1g nhiên liệu (ví dụ
hạch,

khoảng

0,001g

chuyển

thành

năng

lượng

tạo

ra

một

235

U ) phân

lượng

nhiệt

5, 608 ×1026 × 0, 001= 5, 608 ×1023 MeV .

Mà 1 tấn than đá tạo ra 1,57896 × 1023 MeV . Từ đó thấy rằng: Để tạo ra một lượng nhiệt

5, 608 ×1023
≈ 3,552 tấn than đá.
5, 608 ×10 MeV cần
1,57896 ×1023
23

Các số liệu trên đã chứng minh rằng để tạo ra cùng một lượng nhiệt chỉ cần một lượng
rất ít nhiên liệu phân hạch trong khi lại đòi hỏi một lượng rất lớn than đá (nhiên liệu hóa
thạch). Hơn nữa, trữ lượng nhiên liệu hóa thạch đang cạn kiệt dần. Điều đó cho thấy tầm
quan trọng của việc sử dụng nhiên liệu phân hạch trong tương lai thay thế hồn tồn cho
nhiên liệu hóa thạch đã đặt ra một yêu cầu cấp thiết trong việc chiếm lĩnh và ứng dụng trong
kỹ thuật vật lý lò phản ứng hạt nhân.


CHƯƠNG 2: LỊ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN

2.1. Lị phản ứng hạt nhân
Lò phản ứng hạt nhân là một thiết bị, trong đó năng lượng được giải phóng ra từ phản
ứng dây chuyền liên quan đến neutron và các nguyên tố phân hạch (ba đồng vị phân hạch là

U , 235U , 239 Pu ). Năng lượng này được tỏa ra chủ yếu ở dạng nhiệt và bức xạ; được sử

233

dụng vào nhiều mục đích khác nhau, trong đó có mục đích phát điện.

2.2. Cấu tạo chung

Hình 2.1 Cấu tạo lị phản ứng hạt nhân[6]
P

- Vùng hoạt: nơi xảy ra phản ứng dây chuyền và số neutron được nhân lên.
Vùng hoạt được phân thành hai loại: đồng nhất và không đồng nhất. Trong vùng hoạt
đồng nhất, nhiên liệu phân hạch và chất làm chậm được trộn đều với nhau. Vùng hoạt không
đồng nhất được cấu tạo từ các thanh nhiên liệu và chất làm chậm riêng biệt nhau, thường
được đặt xen kẽ nhau.
Ngồi ra, vùng hoạt cịn chứa các thanh điều khiển, thanh bảo hiểm. Trong vùng hoạt
của lò phản ứng neutron nhiệt, neutron nhiệt bị hạt nhân nhiên liệu hấp thụ, gây nên phản
ứng phân hạch tạo ra neutron nhanh.


- Chất làm chậm: có tác dụng làm giảm vận tốc của neutron nhanh (biến neutron nhanh
thành neutron nhiệt) để làm tăng xác suất phân hạch trong lò. Chất làm chậm có thể là:
graphit, nước thường, nước nặng, khí…
Trong lị phản ứng nhanh, phân hạch xảy ra do sự bắt neutron nhanh (neutron có năng
lượng cao) được sinh ra từ phân hạch trước. Như vậy, khơng có sự làm chậm neutron và

khơng có chất làm chậm.
- Lớp phản xạ: bao quanh vùng hoạt, làm từ chất liệu có tiết diện hấp thụ neutron nhỏ,
tiết diện phản xạ neutron lớn, có tác dụng làm giảm bớt số neutron thốt ra ngồi. Việc sử
dụng lớp phản xạ cũng có tác dụng làm giảm khối lượng tới hạn của hạt nhân nhiên liệu.
Vật liệu dùng làm chất làm chậm cũng được dùng làm chất phản xạ. Hiệu quả của một vật
liệu dùng làm chất phản xạ được đo bằng hệ số phản xạ.
- Thanh điều khiển: điều khiển phản ứng dây chuyền bằng cách đưa vào vật liệu hấp
thụ neutron để duy trì phản ứng dây chuyền tại mức độ thích hợp; thường có dạng ống trụ
hoặc dạng tấm, dạng lá hoặc hình chữ thập; làm từ vật liệu có khả năng hấp thụ neutron cao
như cacbon, cadmium hay thép không gỉ.
- Thanh bảo hiểm: (là thanh điều khiển đặc biệt) dùng để dừng lị khi có sự cố, dập tắt
phản ứng dây chuyền. Các thanh điều khiển được chế tạo từ các chất liệu có tiết diện hấp
thụ neutron lớn. Khi có tín hiệu dập tắt lị thì thanh bảo hiểm được đưa vào vùng hoạt nhằm
hấp thụ các neutron phân hạch.
- Hệ thống tải nhiệt (chất làm nguội)
Để nhiên liệu khỏi bị nóng chảy và dẫn nhiệt ra ngồi, người ta sử dụng hệ thống tải
nhiệt. Trong nhiều lò phản ứng, chất làm chậm và chất làm nguội là cùng một chất. Ví dụ:
lị phản ứng trong tàu ngầm được làm chậm và làm nguội bằng nước thường hoặc nước
nặng. Trong những lò phản ứng khác, chúng là những chất khác nhau như chất rắn, lỏng,
khí. Chất tải nhiệt chảy ngang qua vùng hoạt lò, tải nhiệt từ vùng hoạt lò tới máy tạo hơi
nước dùng để làm quay các tua - bin sản xuất điện năng.
Nhiệt độ cao của hơi nước hay những chất lỏng tải nhiệt khác làm gia tăng hiệu suất biến
đổi nhiệt năng thành điện năng. Do đó trong lị phản ứng tạo ra điện năng, người ta mong
muốn hoạt động ở nhiệt độ thực tế cao nhất.
- Kênh thí nghiệm (có trong lị phản ứng nghiên cứu): là vùng trong lò được dùng làm
chỗ chiếu xạ neutron lên các mẫu vật nghiên cứu, hoặc là đường dẫn neutron ra ngồi dùng
cho các thí nghiệm.


- Lớp vỏ bảo vệ: ngăn những tia bức xạ nguy hiểm như tia α , β , γ cũng như neutron

phát ra từ các phản ứng phân hạch. Lớp vỏ thường được làm bằng nhôm, thép không gỉ,
zinicori.
- Nhà lị xây bằng bê tơng đặc biệt.

2.3. Ngun tắc hoạt động
Lò phản ứng hạt nhân hoạt động dựa vào phản ứng dây chuyền.
Sau khi phân hạch, các neutron sinh ra là các neutron nhanh, chúng tương tác với tất cả
vật liệu cấu tạo, trong đó xảy ra các phản ứng: bắt bức xạ, tán xạ đàn hồi, tán xạ không đàn
hồi, hấp thụ gây phân hạch và hấp thụ không gây phân hạch. Các chất làm chậm có tác dụng
làm giảm năng lượng neutron do quá trình tán xạ. Nếu trong mơi trường khơng có chất làm
chậm thì các neutron nhanh bị mơi 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 bởi neutron nhanh.
Nếu trong mơi trường có chất làm chậm thì các neutron nhanh bị làm chậm đến neutron
trung gian và neutron nhiệt. Khi đó phản ứng dây chuyền được thực hiện nhờ neutron trung
gian hay neutron nhiệt.
Nguyên tắc hoạt động của các lò phản ứng hạt nhân tương tự nhau. Ở đây, ta lấy ví dụ
ngun tắc hoạt động của lị nước áp lực PWR:

Hình 2.2 Ngun tắc hoạt động của lị PWR[6]
P


Nhiệt năng giải phóng do sự phân hạch nhiên liệu trong thùng lò được biến đổi thành
điện năng qua 3 chu trình nước hồn tồn độc lập nhau:
- Chu trình sơ cấp: Đây là chu trình của nước áp lực cao (tới 150 atm). Nhiệt dược tải đi
và được giải phóng ở các hệ sinh hơi. Sau đó quay trở lại thùng lị. Đây là chu trình duy
nhất có phóng xạ. Do đó, tồn bộ chu trình được thực hiện trong tịa nhà lị kín bằng bê tơng
đặc biệt.
- Chu trình thứ cấp: Sau khi thu nhiệt ở các hệ sinh hơi, nước của chu trình này hóa hơi
làm hoạt động hệ tuabin và máy phát điện. Chu trình này khơng phóng xạ. Hơi ngưng tụ

thành nước trong hệ ngưng tụ và được dẫn quay trở lại hệ sinh hơi.
- Chu trình làm mát: Nước lạnh được dẫn đến hệ ngưng tụ rồi lại được dẫn đi. Có thể
dùng các tháp làm mát sử dụng đối lưu của khơng khí như thường nhìn thấy trong tồn cảnh
của nhà máy PWR của Pháp. Cũng có thể khơng dùng các tháp này mà dẫn nước lạnh từ
sông hoặc biển vào hệ ngưng tụ rồi đưa nước ấm trở ra sông hoặc biển.

2.4. Phân loại lị phản ứng
Có rất nhiều cách phân loại lò phản ứng hạt nhân. Sau đây là một số cách phân loại
thơng thường.
2.4.1 Phân loại các lị phản ứng theo mục đích sử dụng: gồm 2 nhóm
- Lị năng lượng chủ yếu sử dụng nhiệt năng.
- Lò nghiên cứu sử dụng các bức xạ hạt nhân và các sản phẩm phân hạch.
* Lò phản ứng năng lượng
- Được sử dụng trong các nhà máy điện hạt nhân, dùng nguồn nhiệt biến nước thành
hơi nước để quay tuabinsản xuất điện.
- Cung cấp nhiệt cho các nhu cầu công nghiệp và đời sống (các lị kích thước bé được
thiết kế cho các phương tiện vận tải như tàu thủy, máy bay, tên lửa, các tàu hạm đội, tàu
phá băng…).
- Sản xuất nhiên liệu hạt nhân (các lò phản ứng chế tạo

239

Pu từ

238

U , hay

232

Th ).

* Lò phản ứng sử dụng các bức xạ hạt nhân và các sản phẩm phân hạch: 3 nhóm

U từ

233


- Các lò phản ứng nghiên cứu: Sử dụng các bức xạ neutron và γ trong các nghiên
cứu khoa học và kỹ thuật để chiếu xạ các vật liệu hạt nhân. Đặc điểm: có nhiều kênh.
Dùng để nghiên cứu các q trình xảy ra trong lị phản ứng, các tính chất của vật liệu,
tác dụng sinh học và chế tạo các đồng vị phóng xạ các loại. Ví dụ: lị TRIGA Mark II.
- Lò phản ứng sản xuất: dùng để sản xuất một lượng lớn nhiên liệu

239

Pu (lị phản

ứng cơng nghiệp) hay để sản xuất các chất đồng vị phóng xạ (lò phản ứng đồng vị).
- Các lò phản ứng chiếu xạ: gồm lò phản ứng xử lý vật liệu bằng các bức xạ neutron
hay γ với mục đích nâng cao các tính chất của chúng; lị phản ứng hóa hạt nhân sử dụng
các bức xạ hạt nhân; lò phản ứng nguồn neutron dùng để phân tích kích hoạt các thành
phần vật liệu; lò phản ứng để chiếu xạ sinh học, chiếu xạ thực phẩm…
2.4.2 Phân loại các loại lò phản ứng theo đặc trưng vật lý
- Theo năng lượng neutron: lò phản ứng neutron nhiệt (phổ biến trong nghành điện
S

S

nguyên tử do sự hao hụt neutron tương đối ít) như các lị BWR (lị nước sơi), PWR (lị nước
áp lực), VVER, RBMK (lò sinh nhiệt),…; lò phản ứng neutron trung gian như lò phản ứng
trong tàu vũ trụ; lò phản ứng neutron nhanh như các lò BN350, BN600, Super Fenix, Naval.
- Theo dạng chu trình nhiên liệu: lị phản ứng làm việc trong chu trình nhiên liệu
uranium, plutonium, thorium.
- Theo hệ số tái sinh nhiên liệu: lò phản ứng đốt nhiên liệu (hệ số tái sinh bé hơn một), lò
phản ứng nhân nhiên liệu (hệ số tái sinh lớn hơn một).
- Theo loại nhiên liệu:
• Lị phản ứng sử dụng nhiên liệu UO 2 (3-4%) (ví dụ: lị LWR).
R

R

• Lò phản ứng sử dụng thanh nhiên liệu uranium thiên nhiên (ví dụ: lị CANDU).
• Lị phản ứng sử dụng nhiên liệu UO 2 , cacbon, silicon có dạng hình cầu (ví dụ: lị
R

R

HTGR).
• Lị phản ứng sử dụng hợp kim U-Pu-Zr, lớp phản xạ bằng thép (ví dụ: lị LMR).
• Lị phản ứng sử dụng hợp kim U-Al, lớp phản xạ bằng Al-Si (ví dụ: lị TRIGA).
- Theo chất làm lạnh:
• Chất làm lạnh là nước nhẹ H 2 O (ví dụ: lị LWR).
R

R

• Chất làm lạnh là nước nặng D 2 O (ví dụ: lị CANDU).
R

R

• Chất làm lạnh là khí như: khơng khí, khí CO 2 , Helium (ví dụ: lị HTRR) .
R

R

• Chất làm lạnh là kim loại lỏng như Na, Na-K, Pb-Bi (ví dụ: lị LMR).


- Theo chất làm chậm:
• Chất làm chậm bằng nước nhẹ H 2 0 (ví dụ: lị LWR).
R

R

• Chất làm chậm bằng nước nặng D 2 0 (ví dụ: lị CANDU).
R

R

• Chất làm chậm bằng graphic (ví dụ: lị LGR, GCR, HTGR).
2.4.3 Phân loại lò theo đặc trưng kỹ thuật
- Theo các yếu tố tạo ra áp lực lên chất tải nhiệt: lò phản ứng vỏ chịu lực (vỏ lò giữ áp
lực chất tải nhiệt), lò phản ứng kênh chịu lực (từng kênh nhiên liệu giữ áp lực chất tải nhiệt),
lò phản ứng vỏ và kênh chịu lực (lò kết hợp cả vỏ và kênh giữ áp lực chất tải nhiệt).
- Theo dạng chất tải nhiệt và chất làm chậm: lò nước - nước (dùng nước làm chất tải
nhiệt và chất làm chậm), lò nhiệt (chất tải nhiệt là nước nặng D 2 O hay graphit), lò nhanh
R

R

(chất tải nhiệt là natri hay helium),…
- Theo trạng thái của nước tải nhiệt: lị nước sơi (BWR), lị nước áp lực (PWR).
- Theo số vịng tuần hồn của hệ thống tải nhiệt: lị phản ứng một vịng tuần hồn - lị
phản ứng với chu trình sinh hơi trực tiếp (ví dụ: lị BWR), lị phản ứng hai vịng tuần hồn
(ví dụ: lị PWR), lị phản ứng ba vịng tuần hồn (ví dụ: lò LMR).
- Theo cấu trúc và dạng của vùng hoạt: lị phản ứng đồng nhất và khơng đồng nhất với
vùng hoạt dạng hình trụ, hình hộp và hình cầu.
- Theo khả năng di chuyển: lò phản ứng tĩnh, lò phản ứng di động.
- Theo thời gian hoạt động: lò phản ứng hoạt động liên tục, lò phản ứng hoạt động gián
đoạn.


CHƯƠNG 3: CHU TRÌNH SỐNG CỦA NEUTRON

3.1. Các neutron sinh ra từ phản ứng phân hạch
Các neutron sinh ra do phản ứng phân hạch (còn gọi là neutron phân hạch) là đối tượng
đáng lưu ý vì chúng đóng vai trị quan trọng trong phản ứng dây chuyền. Trong mỗi phân
hạch trung bình sinh ra ν neutron. Đại lượng này khác nhau đối với các hạt nhân khác nhau
và tăng khi tăng năng lượng neutron.
Bảng 3 Số neutron trung bình sinh ra trong mỗi phân hạch ν [2]
Hạt nhân

E = 0,025 eV

E = 1,8 eV

233U

2,52

2,71

235U

2,41

2,74

238U

-

2,70

239Pu

2,92

3,21

Các neutron phân hạch gồm 2 loại: Các neutron tức thời (chiếm 99%) sinh ra trong vòng
10-14 giây từ thời điểm phân hạch; và neutron trễ (chiếm 1%) sinh ra muộn hơn thời điểm
P

P

phân hạch vài giây hoặc thậm chí vài phút. Mặc dù neutron trễ chiếm một lượng nhỏ, nhưng

những neutron này có ảnh hưởng lớn đến việc điều khiển quá trình phản ứng dây chuyền,
điều khiển lò phản ứng hạt nhân.
Đối với 235U, năng lượng trung bình của các neutron tức thời bằng E = 1,94 MeV , do đó
P

P

để đơn giản trong tính tốn ta thường coi các neutron tức thời có cùng năng lượng và bằng
cỡ 2 MeV.
Neutron trễ xuất hiện khi các mảnh vỡ phân hạch (chủ yếu là các hạt nhân Iốt và Brôm)
phân rã β . Thời gian trễ của neutron được xác định bởi thời gian sống của mảnh vỡ phân rã
β . Các neutron trễ được chia làm sáu nhóm theo thời gian bán rã của mảnh vỡ phân hạch.
6

Mỗi nhóm được đặc trưng bởi suất ra neutron trễ βi với β = ∑ β i . Số lượng neutron trễ
i =1

trong một phân hạch bằng βν .


Các neutron được sinh ra trong lò phản ứng với năng lượng từ 0 MeV đến 10 MeV.
Người ta thường phân thành 3 miền năng lượng[2] :
P

P

• Các neutron nhiệt thuộc miền năng lượng 0 < E < 0,1 eV.
• Các neutron trung gian thuộc miền năng lượng 0,1 eV < E < 100 KeV.
• Các neutron nhanh thuộc miền năng lượng 100 KeV < E < 10 MeV.

3.2. Chu trình sống của neutron
Khả năng phân hạch của hạt nhân nhiên liệu đối với neutron nhiệt lớn hơn nhiều so với
khả năng phân hạch đối với neutron nhanh. Vì vậy, chúng ta phải làm chậm neutron để tăng
khả năng thiết lập phản ứng dây chuyền trong nhiên liệu.
Ban đầu khi một hạt nhân nhiên liệu bị phân hạch sẽ sinh ra ν neutron nhanh. Những
neutron nhanh này có thể gây ra một vài phân hạch, hoặc rò rỉ ra khỏi vùng hoạt, hoặc có
thể bị hấp thụ trong khi được làm chậm để trở thành neutron nhiệt. Những neutron nhiệt ở
trên có thể bị rị rỉ hoặc bị hấp thụ bởi chất phi nhiên liệu (chất làm chậm, chất làm lạnh, vật
liệu xây dựng lò, tạp chất và những vật chất khác trong vùng hoạt lò phản ứng). Số còn lại
được hấp thụ trong nhiên liệu, nhưng cũng chỉ có một số gây ra phân hạch.
Sau đây là chu trình neutron trong một lò phản ứng neutron nhiệt.
3.2.1. Thừa số phân hạch nhanh
Vì

U (có trong lị phản ứng neutron nhiệt sử dụng uranium thiên nhiên) và một lượng

238

rất nhỏ

U cũng có thể bị phân hạch bởi neutron nhanh nên làm tăng số lượng neutron

235

nhanh có sẵn. Để đo lường hiệu ứng này, chúng ta sử dụng thừa số phân hạch nhanh ε .
Như vậy, từ ν neutron trong lò lúc ban đầu, chúng sẽ tăng lên thành νε neutron nhanh.
3.2.2. Xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng
Trong quá trình làm chậm, neutron va chạm với hạt nhân của chất làm chậm trong lò
phản ứng và mất dần năng lượng sau mỗi lần va chạm. Một số neutron có năng lượng nằm
trong vùng năng lượng cộng hưởng của

U sẽ bị hấp thụ bởi hạt nhân

238

U nhưng không

238

gây phân hạch. Hiệu ứng này được đo lường bởi xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng p.


3.2.3. Xác suất tránh rò đối với neutron nhanh
Do vùng hoạt có kích thước hữu hạn nên một số neutron nhanh bị rị rỉ trong q trình
làm chậm, được đo bằng xác suất rò nhanh l f . Xác suất để neutron nhanh bị nhiệt hóa mà
R

R

khơng bị rị: Pf = 1 − l f hay xác suất tránh rò đối với neutron nhanh.
Bây giờ ta có νε pPf neutron trở thành neutron nhiệt.
3.2.4. Xác xuất tránh rò đối với neutron nhiệt
Sau khi neutron bị nhiệt hóa, một số neutron nhiệt bị rò rỉ khỏi vùng hoạt lò phản ứng
với xác suất rò nhiệt l t . Xác suất tránh rò đối với neutron nhiệt Pt = 1 − lt
R

R

3.2.5. Hệ số sử dụng neutron nhiệt f
Một số neutron nhiệt ở trên bị hấp thụ bởi nhiên liệu, phi nhiên liệu. Những neutron

nhiệt còn lại gây ra phản ứng phân hạch. Tỉ số giữa neutron nhiệt gây ra phân hạch và số
neutron nhiệt bị hấp thụ được được gọi là hệ số sử dụng neutron nhiệt f.
Như vậy, số neutron cuối cùng bị hấp thụ trong nhiên liệu sẽ là νε pPf fPt .
3.2.6. Hệ số sinh neutron
Tuy nhiên, không phải tất cả các neutron bị hấp thụ trong nhiên liệu cũng đều gây ra sự
phân hạch. Một trong các neutron này có thể bị bắt giữ bởi hạt nhân
γ trở thành hạt nhân

Sau đó

239

239

U.

239

238

U phát ra tia
239

Np .

Pu . Sơ đồ như sau:

U + n →239 U 
→239 Np 
→239 Pu

β−
β−

Tỉ số giữa neutron nhiệt gây ra phân hạch đối với
=

U.

U không bền vững sẽ phát ra tia β và phân rã thành

239

Np tiếp tục phân rã thành
238

238

(3.1)

U và lượng neutron nhiệt bị hấp thụ

235

∑f
∑a

( ∑ f là tổng tiết diện phân hạch vĩ mô của các nhiên liệu trong vùng hoạt; ∑ a là tổng tiết
diện hấp thụ vĩ mô của các nhiên liệu trong vùng hoạt)
Vậy số phân hạch trung bình do ν neutron ban đầu gây ra:

keff = νε pPf fPt

∑f
∑a

(3.2)


Trong đó η = ν

∑f
∑a

được gọi là hệ số sinh neutron. η chỉ phụ thuộc tính chất nhiên liệu

phân hạch và sự sắp xếp nhiên liệu, không phụ thuộc chất phi nhiên liệu trong lõi lò phản
ứng.
Như vậy keff = ηε pfPf Pt còn được gọi là hệ số nhân hiệu dụng.
Đối với môi trường vô hạn Pf = 1 , Pt = 1 (coi như khơng có sự rị neutron), ta có:

k∞ = ηε pf

(3.3)

Cơng thức (3.3) được gọi là hệ số nhân vơ hạn. Đây chính là cơng thức bốn thừa số
của vật lý lò phản ứng.
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, tỷ lệ các chất hợp phần và cách bố
trí sao cho keff = 1 . Khi đó vùng hoạt ở trạng thái tới hạn, cịn khối lượng vật liệu phân hạch
và kích thước vùng hoạt tương ứng được gọi là khối lượng tới hạn và kích thước tới hạn.

Trạng thái keff < 1 là trạng thái dưới tới hạn, phản ứng dây chuyền tự tắt. Trạng thái

keff > 1 là trạng thái trên tới hạn, phản ứng dây chuyền phát triển. Như vậy, mỗi cấu trúc có
một kích thước tối thiểu được gọi là kích thước tới hạn để keff = 1 .


Hình 3 Chu trình sống neutron[6]
P


CHƯƠNG 4: LÒ PHẢN ỨNG TÁI SINH
Những nhiêu chất như

238
P

U hay
P

Th khơng duy trì phản ứng dây chuyền. Tuy nhiên,

232
P

P

khi 1 nhiêu chất được bắn phá bởi neutron nhanh hoặc hấp thụ neutron, nó sẽ chuyển thành
chất phân hạch. Hai loại nhiêu chất này sẽ chuyển thành đồng vị khả phân 239Pu và 233U.
P

P

P

P

4.1 Quá trình hình thành 239Pu
Một neutron chậm (được tạo ra do phân hạch của hạt nhân 235U) kết hợp với một hạt
P

P

nhân 238U, tạo ra một hạt nhân 239U và phóng xạ γ .
P

P

P

P

U + 01n →

238
92

U +γ

239
92

(4.1)

U (có chu kỳ bán rã là 23,5 phút) sau 23,5 phút phóng ra tia β − tạo thành 239Np theo

239
P

P

P

P

sơ đồ sau:

U → −10 e + 239
93 Np

239
92

(4.2)

Np (có chu kỳ bán rã 2,3 ngày) sau 2,3 ngày phóng ra tia β − tạo thành 239Pu theo sơ đồ

239
P

P

P

P

sau:
239
93

Np → −10 e + 239
94 Pu

(4.3)

Pu có chu kì bán rã 24.000 năm, là chất phóng xạ tồn tại lâu dài, dùng để làm nhiên liệu

239
P

P

phân hạch.

4.2 Quá trình hình thành 233U
U cũng được hình thành từ 232Th tương tự quá trình hình thành 239Pu theo sơ đồ sau:

233
P

P

P

P

P

P

Th + γ

Th + 01n →

232
90

233
90

Th có chu kì bán rã 23,5 phút, sau thời gian trên phóng ra tia β − tạo thành

233
90

Th →

233
90
233
91

233
91

(4.4)
233
91

Pa + −10 e

Pa :

(4.5)

Pa có chu kì bán rã 27,4 ngày, sau thời gian trên phóng ra tia β − tạo thành 233U:
P

233
91

Pa →

U + −10 e

233
92

4.3 Hệ số tái sinh
Hệ số tái sinh được định nghĩa như sau:

P

(4.6)