Bạn đang xem bản rút gọn của tài liệu. Xem và tải ngay bản đầy đủ của tài liệu tại đây (328.17 KB, 13 trang )
<span class='text_page_counter'>(1)</span><div class='page_container' data-page=1>
ĐINH VĂN THÌN
ĐINH VĂN THÌN
ĐINH VĂN THÌN 1
Trong thời gian học tập và nghiên cứu tại Trường Đại học Khoa học Tự
nhiên, Đại học Quốc gia Hà Nội, tôi đã được gặp gỡ, học hỏi và làm việc cùng
những giảng viên rất nhiệt tình và tâm huyết với nghiên cứu khoa học, đặc biệt là
các thầy cô đang công tác tại Bộ môn Vật lý Hạt nhân, Khoa Vật lý. Vì thế, tơi xin
gửi lời cảm ơn chân thành nhất đến quý thầy, cô, xin chúc các thầy cô luôn mạnh
khỏe để tiếp tục thắp sáng ngọn lửa tri thức dẫn lối cho lớp lớp sinh viên trên con
đường nghiên cứu khoa học.
Để hoàn thành được nội dung nghiên cứu trong cuốn luận văn này, tơi xin
bày tỏ lịng biết ơn sâu sắc đến PGS.TS. Bùi Văn Loát, người thầy đã trực tiếp dìu
dắt và hướng dẫn khoa học cho tôi trong nhiều năm qua. Tôi đã học hỏi ở thầy
không chỉ về kiến thức chun mơn mà cịn cả lịng u nghề và sự tâm huyết với
khoa học. Tôi xin chúc thầy và gia đình ln mạnh khỏe, hạnh phúc và mong
muốn thầy sẽ tiếp tục cống hiến nhiều hơn nữa cho sự nghiệp giáo dục và đào tạo
cho các thế hệ tương lai của đất nước.
Tôi xin gửi lời cảm ơn đến Ban Lãnh đạo Trường Đại học Điện lực, Phòng
Tổ chức Cán bộ và Bộ môn Điện Hạt nhân đã tạo điều kiện thuận lợi nhất cho tơi
hồn thành khóa học này.
Cuối cùng, tôi xin gửi lời cảm ơn tới toàn thể người thân, bạn bè của tôi,
những người đã luôn quan tâm, động viên tơi vượt qua mọi khó khăn trong cuộc
sống. Tôi xin hứa sẽ cố gắng, nỗ lực nhiều hơn nữa để khơng phụ lịng tin của tất
cả mọi người.
Xin chân thành cảm ơn!
Hà Nội, ngày……..tháng……..năm…………
ĐINH VĂN THÌN 2
<b>MỞ ĐẦU………...………...….1 </b>
<b>CHƢƠNG </b> <b>I: </b> <b>CƠ </b> <b>SỞ </b> <b>LÝ </b>
<b>THUYẾT……….2 </b>
<b>1.1. Độ cháy và mối liên hệ với các đại lƣợng quan trọng trong lò phản </b>
<b>ứng hạt nhân. ...………2 </b>
1.1.1. Độ cháy ... 2
1.1.2. Liên hệ giữa độ cháy và các đại lượng quan trọng trong lò phản ứng
hạt nhân ... 2
1.1.2.1. Các đại lượng nhiệt động học ... 2
1.1.2.2. Các tiêu chí an toàn đối với nhiên liệu hạt nhân ... 4
<b>1.2. Các phƣơng pháp xác định độ cháy ... 12 </b>
1.2.1. Xác định độ cháy bằng phương pháp hóa học ... 13
1.2.2. Xác định độ cháy bằng phương pháp khối phổ kế... 14
1.2.3. Xác định độ cháy bằng phương pháp khơng phá hủy mẫu ... 19
<b>1.3. Lý thuyết lị phản ứng hạt nhân ... 22 </b>
1.3.1. Tương tác của notron với hạt nhân ... 22
1.3.1.1. Tiết diện phản ứng ... 22
1.3.1.2. Phản ứng tán xạ notron ... 24
1.3.1.3. Phản ứng chiếm bắt notron ... 25
1.3.1.4. Phản ứng phân hạch hạt nhân ... 25
1.3.2. Lý thuyết khuếch tán notron đa nhóm và trạng thái tới hạn của lò
phản ứng hạt nhân. ... 29
1.3.3. Quá trình biến đổi thành phần nhiên liệu hạt nhân ... 35
<b>CHƢƠNG II. ĐỐI TƢỢNG VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN </b>
<b>CỨU…...41 </b>
<b> 2.1. Đối tƣợng nghiên cứu ... 41 </b>
2.1.1. Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt ... 41
2.1.1.1. Cấu trúc của lò phản ứng ... 41
ĐINH VĂN THÌN 3
<b> 2.2. Phƣơng pháp nghiên cứu ... 44 </b>
2.2.1. Xác định các hằng số nhóm và sản phẩm phân hạch ... 44
2.2.2. Tiến hành thực nghiệm ... 49
2.2.2.1. Cấu tạo của một hệ đo bức xạ ... 49
2.2.2.2. Thực nghiệm ... 51
2.2.2.3. Các thông số của sản phẩm phân hạch được sử dụng ... 52
<b> </b>2.2.3. Phần mềm lập trình MATLAB ... 54
<b>CHƢƠNG III. KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN………..55 </b>
<b>3.1. Kết quả ... 55 </b>
3.1.1. Phân bố công suất trong tâm lò phản ứng ... 55
<b> </b>3.1.2. Biến thiên số hạt nhân theo thời gian của bó nhiên liệu số 62 ... 57
3.1.3. Biến thiên số hạt nhân theo thơng lượng của bó nhiên liệu số 62 .. 59
3.1.4. Biến thiên của độ cháy theo thời gian chiếu xạ và thơng lượng
notron đối với bó nhiên liệu số 62 ... 61
3.1.5. Xây dựng đường cong hiệu suất ghi tương
đối……….62
3.1.6. Tỷ số đồng vị Cs134 và
Cs137……….64
3.1.7. Độ cháy của bó nhiên liệu số
62………...65
<b>3.2. Thảo luận ... 70 </b>
<b>KẾT LUẬN ... 71 </b>
ĐINH VĂN THÌN 4
<b>PHỤ LỤC………75 </b>
<b>Bảng 1</b>: Giá trị giới hạn an toàn của một số nước đang sử
dụng.…...6
<b>Bảng 2</b>: Các đồng vị đặc trưng phù hợp với phương pháp khối phổ
kế……17
<b>Bảng 3</b>: Năng lượng ngưỡng và kích thích đối với một số hạt
nhân.……….26
<b>Bảng 4</b>: Phân bố năng lượng theo sản phẩm phân hạch đối với
92U
235<sub>.….…27 </sub>
<b>Bảng 5</b>: Số notron trung bình được sinh ra sau mỗi phản ứng phân
hạch.…28
<b>Bảng 6</b>: Một số đặc trưng của các notron trễ đối với các hạt nhân nặng.…29
<b>Bảng 7</b>: Suất lượng phân hạch của các sản phẩm phân hạch từ <sub>92</sub>U235
……36
<b>Bảng 8</b>: Các thông số liên quan đến bó nhiên liệu số
62………44
<b>Bảng </b> <b>9</b>: Các thông số đối với
Cs134.……….……….53
<b>Bảng </b> <b>10</b>: Các thông số đối với
Cs137.………53
<b>Bảng </b> <b>11</b>: Các thông số đối với Eu154.………....
………..53
<b>Bảng 12</b>: Phân bố cơng suất tại các vị trí thanh nhiên liệu trong tâm lò phản
ĐINH VĂN THÌN 5
<b>Bảng 13</b>: Giá trị thực nghiệm đối với thanh nhiên liệu số
62.………63
<b>Bảng </b> <b>14</b>: Giá trị tính tốn đối với tỷ số đồng vị
Cs134/Cs137………..64
<b>Bảng 15</b>: Các giá trị tính tốn về độ cháy trung bình của các thanh nhiên
liệu tại Lò Phản ứng Hạt nhân Đà Lạt
………..66
<b>Bảng 16</b>: Các giá trị tham chiếu về độ cháy trung bình của các thanh nhiên
ĐINH VĂN THÌN 6
<b>Hình </b> <b>1</b>: Dẫn nhiệt trong thanh nhiên liệu hạt nhân
……….………3
<b>Hình </b> <b>2</b>: Đường cong sôi của Ukiyama
…….……….….……4
<b>Hình </b> <b>3</b>: Độ dẫn nhiệt của UO2 theo nhiệt độ
……….……….……9
<b>Hình 4</b>: Sự trương nở viên nhiên liệu và rão của lớp vỏ
………10
<b>Hình 5</b>: Độ dẫn nhiệt qua khe theo độ cháy của thanh nhiên liệu PWR
……10
<b>Hình 6</b>: Tốc độ sinh nhiệt tuyến tính theo chiều cao tâm lị phản ứng
……11
<b>Hình 7</b>: Tốc độ sinh nhiệt tuyến tính theo độ cháy
………..11
<b>Hình 8</b>: Khối phổ kế của UO2 tự nhiên và sau khi chiếu xạ
………….……15
<b>Hình 9</b>: Khối phổ kế của uranium và plutonium trong mẫu trải qua chiếu
xạ………..16
<b>Hình </b> <b>10</b>: Phổ plutonium sau khi chiếu
xạ……….………16
<b>Hình 11</b>: Khối phổ kế của zirconium tự nhiên và của zirconium trong UO<sub>2</sub>
bị chiếu xạ có pha trộn với dung dịch zirconium tự
nhiên.………19
<b>Hình 12</b>: Bắn chùm notron đồng nhất đến một bia mỏng
ĐINH VĂN THÌN 7
<b>Hình 13</b>: Tiết diện vi mô của phân hạch giữa notron với
92U235………23
<b>Hình 14</b>: Bắn chùm notron đồng nhất đến một bia dày
………24
<b>Hình 15</b>: Cơ chế phân hạch hạt nhân theo mẫu giọt chất lỏng
………….…26
<b>Hình 16</b>: Suất lượng của sản phẩm phân hạch đối với <sub>92</sub>U235 và <sub>94</sub>Pu239.…27
<b>Hình 17</b>: Quá trình phân rã beta và sinh notron trễ của Br87<sub> và I</sub>131<sub>………28 </sub>
<b>Hình </b> <b>18</b>: Chiếm bắt notron trong nhóm
U235………35
<b>Hình </b> <b>19</b>: Chiếm bắt notron trong nhóm
U238………36
<b>Hình 20</b>: Sơ đồ biến đổi chi tiết của các sản phẩm phân
hạch.………….…40
<b>Hình 21</b>: Mặt cắt đứng của lò phản ứng hạt nhân Đà
Lạt.………41
<b>Hình 22</b>: Mặt cắt ngang của lò phản ứng hạt nhân Đà
Lạt.………42
<b>Hình 23</b>: Mặt cắt ngang của vùng hoạt và vành phản
xạ………..43
<b>Hình 24</b>: Mặt cắt ngang của bó thanh nhiên liệu loại
VVR-M2………43
<b>Hình </b> <b>25</b>: Sơ đồ khối của hệ đo bức
xạ.………49
<b>Hình 26</b>: Cấu hình của detector HPGe loại mặt phẳng và đồng trục
ĐINH VĂN THÌN 8
<b>Hình </b> <b>27</b>: Độ phân giải năng
lượng.………..………50
<b>Hình </b> <b>28</b>: Cấu hình hệ đo thực
nghiệm………..51
<b>Hình </b> <b>29</b>: Phân bố công suất trong tâm lị phản
ứng………...57
<b>Hình 30</b>: Biến thiên số hạt nhân U235 theo thời gian chiếu
xạ………58
<b>Hình 31</b>: Biến thiên số hạt nhân Cs137 theo thời gian chiếu
xạ………...58
<b>Hình 32</b>: Biến thiên số hạt nhân Cs133 theo thời gian chiếu xạ………58
<b>Hình 33</b>: Biến thiên số hạt nhân Cs134 theo thời gian chiếu
xạ……….59
<b>Hình 34</b>: Biến thiên số hạt nhân U235 theo thông lượng
notron……….59
<b> Hình 35</b>: Biến thiên số hạt nhân Cs133 theo thông lượng
notron………60
<b>Hình 36</b>: Biến thiên số hạt nhân Cs134 theo thông lượng
notron……….60
<b>Hình 37</b>: Biến thiên số hạt nhân Cs137 theo thông lượng
notron……….60
<b>Hình 38</b>: Biến thiên số hạt nhân Cs134/Cs137 theo thông lượng notron…..61
<b>Hình 39</b>: Độ cháy theo thời gian chiếu xạ của bó nhiên liệu số
62………….61
ĐINH VĂN THÌN 9
<b>TÀI LIỆU THAM KHẢO </b>
<b>Tiếng Việt. </b>
1. Nguyễn Văn Đỗ (2004), <i>Các phương pháp phân tích hạt nhân</i>, NXB Đại học
Quốc gia Hà Nội, Hà Nội.
2. Ngô Quang Huy (2006), <i>Cơ Sở Vật Lý Hạt Nhân</i>, NXB Khoa học và Kỹ
thuật, Hà Nội.
3. Ngô Quang Huy (2004), <i>An Tồn Bức Xạ Ion Hố,</i> NXB Khoa học và Kỹ
thuật, Hà Nội.
4. Ngô Quang Huy (2004), <i>Vật lý lò phản ứng hạt nhân</i>, NXB Đại học Quốc
gia Hà Nội, Hà Nội.
5. Bùi Văn Loát (2000), <i>Xác suất thống kê trong xử lý số liệu hạt nhân</i>, NXB
Đại học Quốc gia Hà Nội, Hà Nội.
6. Đặng Đức Nhận, Đinh Văn Thìn (2015), <i>“Khả năng ơ nhiễm các chất khí </i>
<i>phóng xạ trong khí thải từ nhà máy điện hạt nhân sử dụng lò FBNR”,</i>
Trường Đại học Điện lực.
7. Nguyễn Triệu Tú (2007), <i>Ghi nhận và đo lường bức xạ</i>, NXB Đại học Quốc
gia Hà Nội, Hà Nội.
8. Nguyễn Hữu Xí (1962), <i>Kỹ thuật thực nghiệm trong vật lý hạt nhân, </i>NXB
Đại học Tổng hợp, Hà Nội.
<b>Tiếng Anh. </b>
9. A.L. Nichols (2002), <i>Nuclear Data Requirements for Decay Heat </i>
<i>Calculations</i>,Vienna, Austria.
10. Attila Vértes, Sándor Nagy, Zoltán Klencsár, Rezso György Lovas, Frank
Rösch (2010), <i>Handbook of Nuclear Chemistry: Vol. 1: Basics of Nuclear </i>
<i>Science; Vol. 2: Elements and Isotopes: Formation, Transformation, </i>
<i>Distribution; Vol. 3: Nuclear Energy Production and Safety Issues,</i>
ĐINH VĂN THÌN 10
11. Dan Gabriel Cacuci (2010), <i>Handbook of Nuclear Engineering, </i>Springer
US, USA.
12. Glenn F. Knoll (2010), <i>Radiation Detection and Measurement</i>, Wiley,
USA.
13. Kiyoshi Inoeu, Kaoru Taniguchi, Toshifumi Murata, Hidehiko Mitsui and
Akira Doi (1969), <i>Burnup determination of nuclear fuel</i>, Vol. 17. No.4
December 1969, Hitachi Ltd, Japan.
14. Ls Antơnio Albiac Terremoto (2009), <i>“ Gamma-ray Spectroscopy on </i>
<i>Irradiated Fuel Rods”,</i> 2009 International Nuclear Atlantic Conference -
INAC 2009, Rio de Janeiro, RJ, Brazil.
15. Michael F. L'Annunziata (2012), <i>Handbook of Radioactivity Analysis </i>
<i>(Third Edition), </i>Academic Press, USA.
16. R. I. Dobin, T. Craciunescu, M. Pavelescu (2011), <i>“Candu And Triga Fuel </i>
<i>Burn-up Determination Using Axial And Tomographic Gamma-Scanning”,</i>
Romanian Reports in Physics, Vol. 63, No. 4, P. 1009–1017.
17. Raymond L. Murray (2008), <i>An Introduction to the Concepts, Systems, and </i>
<i>Applications of Nuclear Processes</i>, Butterworth-Heinemann, USA.
18. James J. Duderstadt, Louis J. Hamilton (1976), <i>Nuclear Reactor Analysis</i>,
Wiley, USA.
19. Joe D. Hoffman, Steven Frankel (2001), <i>Numerical Methods for Engineers </i>
<i>and Scientists (Second Edition)</i>, CRC Press, USA.
20. John R. Taylor (1997), <i>An Introduction to Error Analysis: The Study of </i>
<i>Uncertainties in Physical Measurements</i>, University Science Books, USA.
21. Nuclear Energy Agency NEA (2012), <i>Nuclear Fuel Safety Criteria </i>
<i>Technical Review</i>, Organisation for Economic Co-operation and
Development OECD, UK.
22. Neil E. Todreas, Mujid S. Kazimi (1993), <i>Nuclear Systems I - Thermal </i>
ĐINH VĂN THÌN 11
23.Nguyen Minh Tuan, Pham Quang Huy, Tran Tri Vien, Trang Cao Su, Tran
Quoc Duong, Dang Tran Thai Nguyen (2012), <i>“ Burnup Measurement of </i>
<i>36% Enriched VVR-M2 Fuel Tupy Assembly of Dalat Reactor Using </i>
<i>Gamma Spectrometer”,</i> Da Lat Nuclear Research Institute, Da Lat.