ẢNH HƯỞNG CỦA SỰ PHÂN BỐ KHÔNG ĐỒNG NHẤT THEO CHIỀU CAO TRONG VIỆC SẮP XẾP CHẤT HẤP THỤ CHÁY TRONG BỄ NHIÊN LIỆU CỦA LÒ PHẢN ỨNG WWER-1200 ĐỐI VỚI ĐẶC TRƯNG VẬT LÝ - NEUTRON - K∞

ISSN 1859-1531 - TẠP CHÍ KHOA HỌC VÀ CƠNG NGHỆ ĐẠI HỌC ĐÀ NẴNG, SỐ 5(126).2018, Quyển 89 NGHIÊN CỨU ẢNH HƯỞNG CỦA SỰ PHÂN BỐ KHÔNG ĐỒNG NHẤT THEO CHIỀU CAO TRONG VIỆC SẮP XẾP CHẤT HẤP THỤ CHÁY TRONG BĨ NHIÊN LIỆU CỦA LỊ PHẢN ỨNG WWER-1200 ĐỐI VỚI ĐẶC TRƯNG VẬT LÝ - NEUTRON - K∞ A STUDY ON THE INFLUENCE OF AXIAL HETEROGENEITY IN THE DISTRIBUTION OF BURNABLE ABSORBERS IN THE FUEL ASSEMBLY WWER-1200 AT NEUTRONIC CHARACTERISTICS - K∞ Trương Hoài Nam1, Hoàng Ngọc Đồng2 Ban Quản lý Dự án Nhiệt điện - Chi nhánh Tập đoàn Điện lực Việt Nam; hoainam.and2@gmail.com Trường Đại học Bách khoa - Đại học Đà Nẵng; hoangngocdong29@gmail.com Tóm tắt - Bài báo nghiên cứu ảnh hưởng phân bố không đồng việc xếp chất hấp thụ cháy bó nhiên liệu lò phản ứng hạt nhân loại WWER-1200 – loại tiên tiến nay, hệ 3+ Việc lựa chọn sử dụng chất hấp thụ cháy cho phép tránh sử dụng nhiều Bor để giảm tải cho điều khiển hệ thống điều khiển an toàn lò phản ứng Để thực cần dựa sở nghiên cứu, đánh giá yếu tố kinh nghiệm xây dựng vận hành, bảo dưỡng sửa chữa thị trường cung cấp thiết bị với việc tính tốn, phân tích, so sánh thông số kỹ thuật, bao gồm đặc trưng vật lý - neutron (K∞) để chọn thông số tối ưu Từ kéo dài tuổi thọ nhiên liệu, tức kéo dài thời gian làm việc lò phản ứng Abstract - The article presents the idea on the influence of axial heterogeneity in the distribution of burnable absorbers in the fuel assembly WWER-1200 at its neutronic characteristics, which is classified as the most advanced type in the world at present, the "Generation 3-plus" nuclear reactor Using burnable absorbers allows us to avoid excessive use of bor, and to reduce the load on the control bar of the control system and increase reactor safety All projects should be based on the study and evaluation of the elements of the experience in erection, operation, maintenance and repairs, the equipment supply market, together with the calculations, analysis, comparisons between the technical parameters including neutronic characteristics (K∞) to select the optimum parameters This could extend the life of the fuel rod and would lengthen the reactor's working life Từ khóa - nhà máy điện hạt nhân; WWER-1200; bó nhiên liệu; chất hấp thụ cháy; hệ số tái sinh neutron; lò phản ứng Key words - nuclear power plants; WWER-1200; fuel assembly; burnable absorbers; neutron regeneration coefficient; reactor Đặt vấn đề Các lò phản ứng nước áp lực (PWR) thuộc loại phổ biến lò phản ứng hạt nhân – lò phản ứng nước nhẹ có vỏ, vùng hoạt khơng đồng có phổ neutron nhiệt Nhiên liệu urani dioxit (UO2) làm giàu 235U Trong lò phản ứng loại này, nước sử dụng làm chất tải nhiệt chất làm chậm Ngày nay, để nâng cao hiệu kinh tế, độ tin cậy an toàn nhà máy điện hạt nhân, mặt kỹ thuật, cần thực biện pháp hợp lý để ngăn ngừa giảm thiểu hậu cố xảy Đảm bảo độ tin cậy cao cho tất cố đưa vào thiết kế, kể cố với xác suất xảy thấp Theo chun gia, lị phản ứng áp lực nước WWER-1200 có hiệu kinh tế việc sản xuất lượng an toàn tốt so với hệ trước Ngồi ra, để đảm bảo tính cạnh tranh, điều quan trọng phải tính đến thiết kế lị phản ứng hệ 3+ hướng phát triển làm tăng thời gian vận hành (tuổi thọ) lò phản ứng nước áp lực Các hướng phát triển giới sau: - Tăng độ sâu cháy* bó nhiên liệu lấy từ giảm nhiên liệu sử dụng lượng thải phát sinh (*Độ sâu cháy nhiên liệu tổng lượng giải phóng q trình phân hạch lượng nhiên liệu hạt nhân (MWD)); - Tăng hệ số sử dụng công suất lắp đặt** nhà máy (**Hệ số sử dụng công suất lắp đặt tỷ lệ công suất thực tế vận hành khoảng thời gian định với công suất theo lý thuyết); - Đảm bảo tính linh hoạt chu trình nhiên liệu (bảo đảm thời gian nạp nhiên liệu khoảng từ đến 24 tháng); - Sử dụng tích hợp nhiên liệu hấp thụ cháy; - Hình thành cấu hình vùng hoạt với làm giảm rị rỉ neutron; - Tăng tính hiệu hệ thống kiểm sốt bảo vệ Trong lị phản ứng WWER, có số cách để tăng độ cháy nhiên liệu hạt nhân, chủ yếu là: - Tăng thời gian vận hành lò phản ứng hệ số sử dụng công suất lắp đặt; - Tăng hiệu sử dụng uranium tự nhiên; - Giảm tiêu thụ lượng cho hệ thống thiết bị riêng; - Giảm tốc độ rút nhiên liệu qua sử dụng để làm giảm nhu cầu lưu trữ bó nhiên liệu qua sử dụng Trong trình vận hành lị phản ứng, lượng nhiên liệu hạt nhân ln ln giảm dần Vì vậy, lượng nhiên liệu lúc đầu nạp vào lò cao mức cần thiết để đạt đến độ tới hạn nhằm tăng thời gian vận hành lò phản ứng chu kỳ nhiên liệu Độ phản ứng, tương ứng với lượng nhiên liệu dư lúc đầu nạp vào gọi dự trữ độ phản ứng cho trình cháy [1] Ở giai đoạn đầu chu kỳ cần phải điều hòa độ phản ứng dư, cách đưa vào vùng hoạt loại vật liệu hấp thụ neutron mạnh đưa vào độ phản ứng âm Các điều khiển (thanh điều khiển Trương Hoài Nam, Hoàng Ngọc Đồng 90 bảo vệ), vốn chứa đồng vị hấp thụ, thường B, loại vật liệu hấp thụ tốt neutron tạo độ phản ứng âm Tuy nhiên, việc sử dụng điều khiển để điều hịa độ phản ứng khơng thật tối ưu chúng làm cho trường neutron trở nên khơng đồng Trong lị phản ứng nước - nước, giai đoạn đầu người ta sử dụng đồng vị 10B dạng axit boric hòa tan chất tải nhiệt dạng nước Theo tiến trình cháy nhiên liệu, nồng độ Bor giảm xuống, đưa vào độ phản ứng dương Phương pháp tốt để điều hịa độ phản ứng dư làm sai lệch trường neutron sử dụng chất hấp thụ cháy (Chất hấp thụ cháy chất hấp thụ có tiết diện bắt neutron nhiệt cao, đặt cố định vào vùng hoạt từ từ bị cháy q trình hoạt động lị phản ứng nhờ vào hấp thụ neutron) Yêu cầu mà chất hấp thụ cháy cần thỏa mãn là: Ở giai đoạn đầu chu kỳ, khả hấp thụ chất hấp thụ cháy cần bảo đảm điều hòa phần lớn độ phản ứng dự trữ cho trình cháy Ở giai đoạn cuối chu kỳ, khả hấp thụ neutron chất hấp thụ cháy cần nhỏ tới mức bỏ qua so với khả hấp thụ nhiên liệu, nghĩa là, giai đoạn cuối chất hấp thụ cháy cháy hết Ý nghĩa khoa học thực tiễn báo nghiên cứu khả gia tăng thời gian vận hành (kéo dài tuổi thọ), tăng độ sâu cháy hệ số cơng suất lắp đặt lị phản ứng loại WWER-1200 tính khả thi để áp dụng thực tế Kết đánh giá dựa việc nghiên cứu phân bố khác chất hấp thụ cháy bó nhiên liệu tầm ảnh hưởng lên thay đổi hệ số tái sinh neutron môi trường vơ tận К∞ 10 Mục đích nghiên cứu Mục đích nghiên cứu so sánh ảnh hưởng, hiệu việc phân bố đồng không đồng theo chiều cao chất hấp thụ cháy (oxit gadolini) bó nhiên liệu lị phản ứng loại WWER-1200, nhờ sử dụng phần mềm «Serpent» dựa thư viện liệu ENDF/B-7 Các nhiệm vụ cần giải trình nghiên cứu là: - Nghiên cứu đặc tính lị phản ứng hạt nhân loại WWER-1200 (cụ thể cấu trúc bó nhiên liệu); - Tạo mơ hình tốn học mơ bó nhiên liệu; - Mơ trình vật lý - neutron vùng hoạt với biến thể khác phân bố không đồng chất hấp thụ cháy; - Phân tích so sánh kết nghiên cứu Điều hòa độ phản ứng dư thực cách cho axit boric vào chất tải nhiệt, phận kiểm soát học hệ thống điều khiển chất hấp thụ cháy Cần lưu ý rằng, đặc tính vật lý - neutron WWER không cho phép tăng nồng độ axit boric giá trị định cho lò phản ứng đưa vào trạng thái tới hạn Nồng độ giới hạn axit boric cho lò phản ứng tới hạn dao động khoảng không lớn – gần 7,5 g H3BO3/(kg H2O), tùy thuộc vào cách bố trí mẻ nhiên liệu [1] Với nồng độ axit boric khoảng 7,5g H3BO3/(kg H2O) khơng đủ để lị phản ứng điều hòa lượng dự trữ độ phản ứng cho q trình cháy, bó nhiên liệu người ta lắp hấp thụ cháy, làm giảm tính chất tái sinh vùng hoạt thời điểm đầu chu kỳ sử dụng chất hấp thụ cháy gadolini bó nhiên liệu, chất đưa trực tiếp vào nhiên liệu Các nhiên liệu chứa gadolini gọi tắt nhiên liệu G Tác dụng chất hấp thụ cháy là: - Điều hòa phần mức độ phản ứng để đốt giai đoạn đầu chu kỳ nhiên liệu; - Đốt hoàn toàn chất hấp thụ cháy giai đoạn cuối chu kỳ nhiên liệu; - Cân phân bố giải phóng lượng dọc theo bán kính vùng hoạt lị phản ứng, tiết diện riêng bó nhiên liệu Gadolini, Erbi, Cadmi, Bor mức độ thấp Samari Europi sử dụng làm chất hấp thụ cháy lò phản ứng hạt nhân Hiện nay, gadolini chất sử dụng phổ biến cho lị phản ứng WWER Trong tự nhiên, Gadolinium có sáu đồng vị ổn định Tiết diện hấp thụ neutron nhiệt Gadolinium tự nhiên đạt đến 49.000 barn, đồng vị 157Gd tiết diện hấp thụ 255.000 barn [6] Gadolinium đặc trưng không tiết diện hấp thụ neutron cao, mà khả tương thích tốt với thành phần kim loại khác, bao gồm uranium oxide Hình Phân bố tiết diện hấp thụ neutron Gadolinium Erbium theo mức lượng neutron [6] Phương pháp nghiên cứu Trong q trình nghiên cứu, tính tốn vật lý neutron lò phản ứng thực với trợ giúp gói phần mềm “Serpent” dựa sở liệu thư viện ENDF/B-VII - Trung tâm Dữ liệu Hạt nhân Quốc gia (NNDC) “Serpent” gói phần mềm thực theo phương pháp Monte-Carlo, cho phép tính tốn thơng số lị phản ứng chu kỳ hoạt động với độ xác tốt nhất, phát triển nghiên cứu Trung tâm Khoa học Công nghệ Phần Lan năm 2004 [2], [3], [4], [5] 3.1 Mơ hình thiết kế tính tốn Mơ hình thiết kế tính tốn bó nhiên liệu ISSN 1859-1531 - TẠP CHÍ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ ĐẠI HỌC ĐÀ NẴNG, SỐ 5(126).2018, Quyển 91 dùng cho lò phản ứng WWER-1200 mơ hình hóa, mơ giống bó nhiên liệu sử dụng nhà máy điện hạt nhân Trong q trình mơ phỏng, nhiệt độ trung bình nhiên liệu (UO 2) 1.200 K, nhiệt độ chất tải nhiệt (H2O) 600 K, nhiệt độ vỏ nhiên liệu (thanh nhiên liệu có chứa Gadolinium) 1.200 K - Thanh nhiên liệu - Thanh nhiên liệu có chứa Gadolinium - Kênh dẫn hướng - Kênh đo lường Hình Cấu trúc bó nhiên liệu (FA) (mặt cắt ngang) 3.2 Thơng số kỹ thuật bó nhiên liệu Thơng số kỹ thuật bó nhiên liệu, loại sử sụng để mơ hình hóa tiến hành trình vật lý - neutron thể Bảng Các FA thiết kế cho mục đích phát nhiệt truyền nhiệt từ bề mặt nhiên liệu đến chất làm mát trình làm việc mà không vượt giới hạn cho phép làm hỏng nhiên liệu Chiều cao danh định FA 4.570 mm Khi lò phản ứng tình trạng nóng chiều cao phần phát lượng nhiên liệu 3.750 mm Mơ hình thiết kế tính tốn bó nhiên liệu chứa 312 nhiên liệu, 300 nhiên liệu 12 nhiên liệu có chứa Gadolini Ngồi ra, FA cịn bao gồm 18 kênh dẫn, FA có 13 lưới giữ với phần đầu chân tạo nên cấu trúc vững bó Vỏ bọc nhiên liệu làm hợp kim zirconi 1% niobi Bên vỏ nhiên liệu xếp viên gốm UO2 với độ làm giàu tối đa 5% [6] Bảng Thông số kỹ thuật bó nhiên liệu lị phản ứng hạt nhân WWER-1200 [1], [6] Thơng số Giá trị Hình dạng FA Lục lăng mặt Kích thước “chìa khóa trao tay” FA 235,1 mm Số lượng nhiên liệu FA 312 Bước xếp nhiên liệu 12,75 mm Độ làm giàu 235U 4,79 % Thời gian làm việc, eff.ngày 350 eff.ngày Thành phần nhiên liệu dạng viên UO2 Thành phần nhiên liệu có chứa Gadolini dạng viên UO2+Gd2O3 Khối lượng (UO2) nhiên liệu 1,712 kg Khối lượng (UO2 + Gd2O3) 1,712 kg nhiên liệu có chứa Gadolinium (Gd2O3 %) Cơng suất tối đa FA 31 МW Đường kính ngồi/trong nhiên liệu 9,10/7,73 mm Đường kính ngồi/ kênh dẫn hướng 13/11 mm – phần đầu; – kênh dẫn hướng; – kênh đo lường; – nhiên liệu; – mạng lưới định vị; – mạng lưới dưới; – phần Hình Cấu trúc bó nhiên liệu Mặt cắt ngang bó nhiên liệu mơ phần mềm “Serpent”, thể Hình bên Mơ hình thể đầy đủ thơng số kỹ thuật đặc tính bó nhiên liệu Thanh nhiên liệu có chứa Gadolinium (UO2 + Gd2O3) Kênh định hướng Thanh trung tâm Тhanh nhiên liệu (UO2) Kênh đo lường Hình Cấu trúc mặt cắt ngang mơ hình tính tốn bó nhiên liệu Để phân tích ảnh hưởng phân bố không đồng chất hấp thụ cháy chu kỳ hoạt động bó nhiên liệu lị phản ứng, mơ hình tính tốn bó niên liệu định phải mô với phân bố khác nồng độ Gd2O3 theo thể tích bó nhiên liệu: − Mơ hình tính tốn bó nhiên liệu khơng có Gd 2O3; − Mơ hình tính tốn bó nhiên liệu với phân bố đồng Gd2O3 nhiên liệu; − Mơ hình tính tốn bó nhiên liệu với phân bố không đồng Gd2O3 theo chiều cao nhiên liệu (không đồng nồng độ hạt nhân Gadolinium) Sự phân bố không đồng Gd2O3 theo chiều cao nhiên liệu chia làm phần, phần có nồng độ khác Các phép tính thực cho chu kỳ kéo dài 350 ngày, với cơng suất khơng đổi bó nhiên liệu 31 MW Thời gian hiệu tối đa vận hành FA kỳ đảo nhiên liệu Trương Hoài Nam, Hoàng Ngọc Đồng 92 chu trình nhiên liệu 12 tháng 8.400 hiệu dụng Độ sâu cháy trung bình nhiên liệu cháy lên đến 60 MW.D/kg.U Để đạt chu kỳ vậy, độ làm giàu nhiên liệu lựa chọn 4,79% a) b) c) Hình Mơ hình tính tốn bó nhiên liệu (theo phần mềm Serpent) a) Khơng có Gd2O3 (mặt cắt ngang); b) Phân bố đồng Gd2O3 nhiên liệu (mặt cắt đứng); c) Phân bố không đồng Gd2O3 nhiên liệu (mặt cắt đứng) phải tự tạo phân hạch Điều kiện thể khái niệm hệ số tái sinh - K∞ Hệ số tái sinh xác định tỷ số số neutron hệ số neutron hệ trước Hay định nghĩa khác K∞ tỷ số số neutron sinh từ tất phản ứng phân hạch đơn vị thể tích, đơn vị thời gian số tất neutron bị hấp thụ đơn vị thể tích, đơn vị thời gian Hệ số tái sinh cho phép giám sát định tính định lượng trình tái sinh neutron môi trường, số phận neutron thứ cấp tạo phân hạch Ghi chú: Khi phân bố không đồng Gd2O3, chia nhiên liệu phần theo chiều cao, đó, phần có nồng độ Gd2O3 nhau, phần chênh lệch so với phần lại (tỷ lệ nghiên cứu gấp 2x, 3x 6x lần, với x giá trị nồng độ Gd2O3 phần giữa***) *** Có thể lấy tỷ lệ phân chia nồng độ Gd2O3 theo ý muốn, khơng bắt buộc Phân tích kết nghiên cứu Kết trình nghiên cứu thể Bảng - giá trị hệ số tái sinh neutron môi trường vô tận K∞ theo chu kỳ đốt Hình - phụ thuộc hệ số tái sinh neutron môi trường vô tận К∞ đến thời gian đốt nhiên liệu có phân bố khác Gd 2O3 nhiên liệu Bảng Giá trị hệ số tái sinh neutron**** môi trường vô tận K∞ theo chu kỳ đốt Thời Khơng gian đốt có Gd2O3 (Ngày) Trạng thái ban đầu 70 140 210 280 350 1,3544 ± 0,0029 1,2611 ± 0,0036 1,2108 ± 0,0035 1,1665 ± 0,0035 1,1308 ± 0,0036 1,0606 ± 0,0039 Phân bố Phân bố Phân bố Phân bố đồng không không không đồng đồng đồng Gd2O3 Gd2O3 (2x)Gd2O3 (3x)Gd2O3 (6x) 1,2526 1,2457 1,2492 1,26147 ± ± ± ± 0,0034 0,0033 0,0033 0,0034 1,2007 1,2120 1,2181 1,1861 ± ± ± ± 0,0035 0,0036 0,0034 0,0037 1,1662 1,1769 1,1856 1,1870 ± ± ± ± 0,0035 0,0037 0,0039 0,0035 1,1578 1,16120 1,1588 1,1596 ± ± ± ± 0,0039 0,0039 0,0039 0,0037 1,1324 1,1345 1,1356 1,1394 ± ± ± ± 0,0039 0,0042 0,0043 0,0042 1,0635 1,0602 1,0633 1,0651 ± ± ± ± 0,0041 0,0042 0,0039 0,0043 Điều kiện cần để tạo phản ứng dây chuyền tự trì neutron tạo trình phân hạch *** Hình Sự phụ thuộc hệ số tái sinh neutron môi trường vô tận К∞ đến thời gian đốt nhiên liệu có phân bố khác Gd2O3 nhiên liệu Từ bảng kết nghiên cứu nhận thấy rằng, phân bố đồng chất hấp thụ cháy, hệ số tái sinh neutron giảm 0,1891 đơn vị (tính từ trạng thái ban đầu đến thời điểm t = 350 ngày) giảm 0,19367 đơn vị phân bố không đồng (6x) Như vậy, bó nhiên liệu với phân bố không đồng Gd2O3, độ hoạt ứng giảm 350 ngày 0,977%, cao so với phân bố đồng Do đó, hiệu việc phân bố không đồng quan sát chu kỳ, lên đến khoảng 210 ngày Hơn nữa, trường hợp 2x lần, hiệu vượt đáng kể so với trường hợp 3x lần, trường hợp 6x mang lại hiệu nhỏ nhiều Kết luận Phân tích kết K ∞ chu kỳ nhiên liệu cho phân bố đồng không đồng chất hấp thụ cháy cho thấy, trường hợp phân bố không đồng Gd 2O3 (tỷ lệ nồng độ chất hấp thụ nhiệt theo chiều cao bó nhiên liệu = 1:6), giảm độ phản ứng 350 ngày đốt 0,977%, cao so với phân bố đồng Nếu tiếp tục đốt thêm khoảng thời gian 30 ngày, tức thời gian đảo nhiên liệu 380 ngày lị hoạt động ổn định Như đề cập trên, thời gian hiệu tối đa vận hành FA kỳ đảo nhiên liệu chu trình nhiên liệu 12 tháng 8.400 hiệu dụng Trên sở kết thu được, rút kết luận tiềm tăng chu kỳ hoạt động bó nhiên liệu lò phản ứng hạt nhân kiểu WWER-1200 cách: thay đổi phân ISSN 1859-1531 - TẠP CHÍ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ ĐẠI HỌC ĐÀ NẴNG, SỐ 5(126).2018, Quyển bố đồng chất hấp thụ cháy phân bố không đồng nồng độ Gd 2O3 theo chiều cao bó nhiên liệu TÀI LIỆU THAM KHẢO [1] Крючков В.П., Андреев Е.А., Хренников Н.Н., Физика реакторов для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК: Учебное пособие для персонала АЭС/ Под редакцией доктора физ.мат., наук В.П Крючкова., М.: Энергоатомиздат, 2006, 288с [2] Jaakko Leppanen, PSG2/SERPENT - A Continious Energy MonteCarlo Reactor Physics Burnup Calculation Code, Helsinki: VTT Technical Research Centre of Finland, 2012 [3] Evaluated Nuclear Data File (ENDF) Format, International Atomic Energy Agency Nuclear Data Services Vienna International Centre, 93 P.O Box 100, A-1400 Vienna, Austria, available at Internet site: https://www-nds.iaea.org/ [4] Каражелевская Ю.Е., Колесов В.В., Терехова А.М., Учебное пособие Использование программного комплекса SERPENT для проведения нейтронно-физического расчета реакторов по курсу «Физический расчет ядерных реакторов», Обнинск: ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2016, 54 с [5] Клинов Д.А., Колесов В.В., Нейтронно-физический расчёт ядерных реакторов - Часть I, Подготовка библиотек многогрупповых констант с использованием комплекса NJOY, Обнинск: ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2002, 54с [6] Коробейников В.В., Клинов Д.А., Введение в нейтроннофизический расчёт ядерных реакторов: Учебное пособие по курсу «Нейтронно-физический расчёт ядерных реакторов», Обнинск: ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2011, 188с (BBT nhận bài: 06/3/2018, hoàn tất thủ tục phản biện: 02/4/2018)