Nghiên cứu tính toán cháy cho bó nhiên liệu LEU sử dụng chương trình MCNP6 và SRAC

Bài viết Nghiên cứu tính toán cháy cho bó nhiên liệu LEU sử dụng chương trình MCNP6 và SRAC đề cập tới vấn đề tính cháy cho bó nhiên liệu sử dụng chương trình MCNP6 và SRAC. Do mô hình tính toán trên MCNP không quá phức tạp, nên nhóm tác giả tập trung trình bày vào mô hình tính toán của bài toán lựa chọn phương pháp tối ưu hiệu chỉnh nhiệt độ chính xác trong MCNP6.

Nghiên cứu tính tốn cháy cho bó nhiên liệu LEU sử dụng chương trình MCNP6 SRAC Nguyễn Hữu Tiệp, Nguyễn Thị Dung, Trần Việt Phú Trần Vĩnh Thành Viện Khoa học Kỹ thuật hạt nhân, Viện Năng lượng ngun tử Việt Nam Tóm tắt: Tính tốn cháy nhiên liệu toán kinh điển vật lý lò phản ứng, nhiều mẻ để khai thác Đặc biệt, với cấu hình máy tính ngày phát triển phương pháp Monte Carlo thích hợp so với phương pháp tất định cổ điển đặc thù phương pháp ngẫu nhiên phụ thuộc vào cấu hình máy tính Tuy nhiên, để đưa kết luận cuối vấn đề này, nhiều nghiên cứu sâu cần thực Trong nghiên cứu này, toán cháy nhiên liệu thực sử dụng hai phương pháp nêu Để chuẩn hóa mơ hình tính tốn ba tốn thực hiện: lựa chọn phương pháp tối ưu hiệu chỉnh nhiệt độ xác MCNP6 (vấn đề mà phiên trước chưa thực được); tốn tối ưu hóa số vùng cần chia nhiên liệu U-Gd (do hiệu ứng che chắn nhiên liệu chứa Gd); tốn chuẩn cho bó nhiên liệu LEU (dùng để chuẩn hóa hai chương trình MCNP6 SRAC) Cụ thể, thông số tính tốn so sánh hệ số nhân vô hạn, nồng độ đồng vị nhiên liệu hiệu ứng che chắn nhiên liệu chứa Gadolinium Mục đích nghiên cứu lựa chọn phương pháp tối ưu hiệu chỉnh nhiệt độ xác MCNP6 kiểm tra tính đắn mơ hình MCNP6 SRAC để ứng dụng vào nghiên cứu tính tốn cháy nhiên liệu cho vùng hoạt sau Từ khóa: MCNP6, SRAC, tốn chuẩn, tính tốn cháy nhiên liệu I GIỚI THIỆU Tính tốn cháy nhiên liệu cơng việc quan trọng để đánh giá, thiết kế, kiểm tra nhiên liệu lị phản ứng hạt nhân, ngồi cịn đưa thơng tin quan trọng liên quan tới vật lý lò để phục vụ cho việc thiết kế vùng hoạt nhiên liệu lò phản ứng hạt nhân Việc tính tốn cháy nhiên liệu khơng ứng dụng cho việc thiết kế vùng hoạt, mà ứng dụng lĩnh vực an tồn xạ với việc phân tích đánh giá bể lưu trữ nhiên liệu qua sử dụng phân tích số hạng nguồn (sản phẩm trình cháy) để làm thơng số đầu vào cho phân tích phát tán phóng xạ có cố nhà máy điện hạt nhân gần Việt Nam Hiện tại, toán tính cháy nhiên liệu toán quan trọng Trung tâm Năng lượng hạt nhân Bằng việc sử dụng chương trình tính tốn khác nhau, thư viện số liệu cập nhật, kết tính tốn so sánh xác nhận có độ phù hợp tốt đánh giá cho toán phức tạp Do đó, nghiên cứu trình bày việc chuẩn bị liệu, sử dụng chương trình tính tốn cách triệt việc thực tốn tính cháy, với mục đích trì đội ngũ nhân lực tính tốn vật lý lị phản ứng Trung tâm Năng lượng hạt nhân, Viện Khoa học Kỹ thuật hạt nhân, Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam Cho đến nay, có nhiều cơng bố tính tốn cháy sử dụng phương pháp Monte-Carlo kết hợp với chương trình tính tốn cháy riêng biệt tạo thành vịng lặp tính tốn MOCUP (Moor, 1995), MONTEBURNS (Trellue, 1999), MCODE (Zhiwen Xu, 2002), MCORE (Meiyin Zheng, 2013) Hoặc sử dụng chương trình tính tốn cháy để tích hợp vào chương trình tính tốn vật lý tính toán cháy nhiên liệu MVP-BURN (Okumura, K et al., 2005), BURNCAL (Edward J Parma, 2002), MCNP6 (Denise B Pelowitz, 2013) Phương pháp Monte Carlo có ưu điểm mơ hình học vật liệu phức tạp, khảo sát thơng lượng bất đẳng hướng, nhiên vấn đề mà tất chương trình tính tốn sử dụng phương pháp Monte Carlo gặp phải yêu cầu thời gian tính tốn lớn tốn tài ngun máy tính Ngồi ra, vấn đề quan trọng mà đề cập tới nghiên cứu nêu xử lý số liệu cho thư viện nhiệt độ tính tốn sử dụng phương pháp ngẫu nhiên Để xử lý thư viện nhiệt độ cho tốn tính cháy, chương trình NJOY sử dụng cho tính toán dùng phiên cũ MCNP6 Tuy nhiên, phương pháp không hữu dụng với tốn nhiều vật liệu Để giải điều này, nhóm tác giả dung phương pháp tạo thư viện OTF MCNP6 để tính tốn nhiệt độ bất kỳ, cụ thể trình bày phần II Các chương trình tính tốn cháy sử dụng phương pháp tất định sử dụng nhiều năm trước EXCEL (L.Thilagam et al., 2009), SCALE (L.Mercatali et al., 2015) hay VISWAM (Suhail Ahmad Khan, et al., 2016) Có ưu điểm thời gian tính tốn nhanh, mơ hình đơn giản độ xác đảm bảo, phương pháp tất định hữu ích thiết kế vùng hoạt cho lò phản ứng hạt nhân Vì tính tốn hàng nghìn cấu hình vùng hoạt, địi hỏi chương trình phải có thời gian tính tốn nhanh độ xác đảm bảo Tuy nhiên, phương pháp tất định gặp phải sai số phải thực nhiều phép xấp xỉ tiết diện nhiều nhóm, đồng hóa hình học vật liệu, giới hạn hình học cho trước hệ thống có chứa chất hấp thụ mạnh (điểm yếu lý thuyết khuếch tán) Trong nghiên cứu chương trình SRAC MCNP6 sử dụng hai đại diện tiêu biểu chương trình tính tốn sử dụng phương pháp tất định Monte Carlo Đầu tiên, toán lựa chọn phương pháp tối ưu hiệu chỉnh nhiệt độ xác MCNP6 (vấn đề mà phiên trước chưa thực được) trình bày Trong đó, kết tính tốn giá trị k-inf cho nhiên liệu UO2 trình bày có sai số nhỏ Bài tốn tối ưu hóa số vùng chia cần thiết nhiên liệu chứa chất hấp thụ cháy U-Gd khảo sát, với mục đích sử dụng mơ hình tối ưu hóa cho tính tốn Cuối thực số tính tốn so sánh với kết toán chuẩn (NEA, 2002), kết tính tốn xem kết tham khảo thêm cho tốn chuẩn ngồi kết kiểm chứng từ chương trình MCU, TVS-M, WIMS8A, HELIOS MULTICELL II MƠ HÌNH TÍNH TỐN Nghiên cứu đề cập tới vấn đề tính cháy cho bó nhiên liệu sử dụng chương trình MCNP6 SRAC Do mơ hình tính tốn MCNP khơng q phức tạp, nên nhóm tác giả tập trung trình bày vào mơ hình tính tốn tốn lựa chọn phương pháp tối ưu hiệu chỉnh nhiệt độ xác MCNP6 Mơ hình tính tốn dùng chương trình MCNP6 Hầu hết toán cụ thể, nhiệt độ nhiên liệu khơng có thư viện MCNP6, thư viện mặc định MCNP6 có số giá trị nhiệt độ định (xem bảng 1) Vì vậy, chọn thư viện khơng khớp với nhiệt độ tốn thực tế dẫn tới sai số lớn Bảng Các nhiệt độ thư viện có sẵn ENDF/B-VII.0 chương trình MCNP6 cho U-235 (Denise B Pelowitz, 2013) ZAID AWR 92235.70c 92235.71c 92235.72c 92235.73c 92235.74c 233.025 233.025 233.025 233.025 233.025 Library Name endf70j endf70j endf70j endf70j endf70j Source ENDF/B-VII.0 ENDF/B-VII.0 ENDF/B-VII.0 ENDF/B-VII.0 ENDF/B-VII.0 Evaluated Date 2006 2006 2006 2006 2006 Temperature (K) 293.6 600.0 900.0 1200.0 2500.0 Emax (MeV) 20.0 20.0 20.0 20.0 20.0 Từ bảng thấy việc tính tốn dải nhiệt độ từ 850K đến 1050K dùng thư viện có nhiệt độ gần 72c tức đồng vị nhiệt độ 900K Kết tính tốn trình bày Hình 4, kết tính tốn cho thấy dùng thư viện có sẵn MCNP6 khơng thể tính tốn giá trị k-inf xác nhiệt độ nêu Chương trình SRAC hiệu chỉnh nhiệt độ tự điều chỉnh thư viện theo nhiệt độ đưa thấy kết SRAC xác MCNP6 hai dùng thư viện có sẵn chương trình Để xử lý điều MCNP6, có nhiều phương pháp như: 1dùng chương trình NJOY để tạo thư viện nhiệt độ xác cho vùng vật liệu sử dụng toán – phương pháp đưa kết xác tạo lượng liệu lớn chạy toán thực khơng phù hợp cho tốn có nhiều vật liệu đồng vị; 2- giống phương pháp giảm khối lượng liệu cách tạo nhiệt độ chênh lệch so với nhiệt độ xác toán khoảng 10-20K – phương pháp có kết xấp xỉ, tạo lượng liệu lớn; 3- dùng NJOY để tạo thư viện số điểm nhiệt độ định, sau tạo hai dạng thư viện nhiệt độ đồng vị input cho MCNP, dạng dùng thư viện giới hạn dưới, dạng dùng thư viện giới hạn sau kết trung bình giới hạn – phương pháp đưa kết xấp xỉ, số lượng đồng vị tăng lên gấp đôi sử dụng hai loại nhiệt độ toán chưa hạn chế dung lượng thư viện cho chương trình tính tốn; 4- OTF (On-The-Fly Doppler Broadening) Sigma1 phương pháp dùng NJOY tạo thư viện điểm nhiệt độ nhất, sau q trình chạy MCNP dùng phương pháp sigma1 để tính tốn nhiệt độcho trước toán – phương pháp xác thời gian tính tốn tăng lên khoảng gấp 10 lần; 5- phương pháp OTF sử dụng Delta-Track dùng chương trình SERPENT, phương pháp sử dụng NJOY để tạo thư viện cho điểm nhiệt độ suốt trình chạy chương trình sử dụng deltatracking để tính tốn nhiệt độ cho trước tốn – Phương pháp khơng thể sử dụng MCNP6 dùng track-length để xác định thông lượng hạt; 6- phương pháp OTF Temperature Fitted Data, phương pháp dùng NJOY để tạo thư viện điểm nhiệt độ, sau trước tính tốn MCNP phải tạo thư viện OTF (OTF datasets) cho đồng vị sử dụng tốn dải nhiệt độ cần fitted để tính tốn nhiệt độ dải nhiệt độ đưa – Phương pháp đưa kết xác thời gian tính tốn tăng lên khoảng 1.1 lần so với tính tốn thơng thường Trong nghiên cứu này, nhóm tác giả áp dụng phương pháp cuối tạo thư viện OTF cho dải nhiệt độ để tính tốn giá trị k-inf nhiên liệu nhiều điểm nhiệt độ khác Cụ thể, để tạo thư viện OTF, thư viện sở ban đầu dùng thư viện ENDF/B-VII.0 nhiệt độ 300K (.70c) cho 235U, 238U 16O, dải nhiệt độ dùng để tạo thư viện OTF từ (0 – 1200K) với ΔT= 25K Kết cho thấy, trùng khớp tốt chương trình MCNP6 dùng thư viện OTF SRAC Cũng sai lệch lớn MCNP6 dùng thư viện mặc định với toán Do vậy, thư viện OTF xem giải pháp tối ưu cho toán với mức nhiệt độ MCNP6 Trong toán cháy dùng Monte Carlo, mơ đun tính tốn cháy CINDER90 sử dụng với thư viện tiết diện 63 nhóm lượng, 3400 isotopes, 1325 Fission products 30 actinides yields Trong ORIGEN2 gồm 1700 isotopes, 850 Fission products actinides yields (Michael et al, 2004) Trong tính toán cháy, CINDER90 MCNP6 chạy độc lập với nhau, MCNP6 thực tính tốn tĩnh sau đưa kết giá trị k-inf, tiết diện theo 63 nhóm, tốc độ phản ứng, tích phân theo lượng, hệ số phân hạch (υ) lượng phân hạch (Q) vào mô-đun CINDER90 để tính tốn mật độ đồng vị bước cháy sau đưa thơng tin mật độ đồng vị trở lại chương trình MCNP6 để tính tốn thơng lượng, tiết diện tốc độ phản ứng Q trình dừng lại hồn thành bước cháy cuối đưa người dùng Các đồng vị sản phẩm phân hạch CINDER90 tính tốn dựa sơ đồ sau: Hình Sơ đồ tính tốn cháy chương trình CINDER90 Trong đó, hạt nhân sinh từ nhiều phản ứng từ hạt nhân mẹ phân rã β-, phân rã β+, bắt proton, bắt nơtron… tổng cộng 20 dạng phản ứng khác xem xét CINDER90 để tạo đồng vị hạt nhân Các kết tính tốn cháy sử dụng chương trình MCNP6 thực với số lịch sử nơtron 5.106 thu sai số thống kê giá trị k-inf 30 pcm Mơ hình tính tốn SRAC SRAC chương trình tính tốn sử dụng phương pháp tất định để tính tốn thơng số vật lý cho nhiều đối tượng vùng hoạt lò phản ứng Với ưu điểm thời gian tính tốn ngắn có đầy đủ tùy chọn để tính tốn đặc trưng vật lý cho vùng hoạt loại lò phản ứng, việc nắm cách sử dụng SRAC hữu dụng cho việc nghiên cứu, đánh giá, thiết kế… loại lò phản ứng hạt nhân Cấu trúc hệ thống SRAC trình bày Hình Hình 2: Cấu trúc hệ thống chương trình SRAC Trong nghiên cứu này, chúng tơi sử dụng mơ đun PIJ kết hợp với mơ đun tính cháy để tính tốn cho bó nhiên liệu, với thư viện số liệu ENDF/B-VI.8 PIJ chương trình SRAC dùng để tính tốn cho thanh, bó nhiên liệu phương pháp xác suất va chạm Sau tính tốn PIJ, ta thu đặc trưng neutron, hệ số nhân số nhóm cho bó nhiên liệu mà dùng cho tính tốn tồn lị sau III KẾT QUẢ TÍNH TỐN a Lựa chọn phương pháp tạo thư viện MCNP6 Cấu hình nhiên liệu sử dụng toán nhiên liệu có lớp biên phản xạ tồn phần hình lục giác hình Hình Cấu hình nhiên liệu Trong đó, chiều cao nhiên liệu lấy vô hạn, bán kính ngồi nhiên liệu R1=0.386 cm, bán kính ngồi lớp vỏ R2=0.4582 cm (Hình 3) Hệ số nhân vô hạn k-inf khảo sát dải nhiệt độ từ 850 đến 1050K với ΔT=25K Ba kết tính tốn thực hiện: 1- Kết tính tốn từ MCNP6 với thư viện nhiệt độ có sẵn ENDF/B-VII.0 với nhiệt độ 900K; 2- Kết tính tốn từ chương trình MCNP6 áp dụng phương pháp OTF; 3- Kết tính tốn từ chương trình SRAC sử dụng thư viện ENDF/B-VII.0 Hình Kết tính tốn hệ số nhân vơ hạn theo nhiệt độ Từ kết tính tốn cho thấy: 1- với thư viện có sẵn chương trình MCNP6 tính xác nhiệt độ 900K; 2- Kết tính tốn cho thấy phù hợp tốt hai chương trình, với MCNP6 sử dụng thư viện OTF (độ lệch lớn 151 pcm) Do vậy, thư viện OTF áp dụng cho tất tốn mà nhiệt độ khơng có thư viện chương trình MCNP6 Từ đó, nhóm tác giả sử dụng thư viện OTF cho tất tính tốn sau để đảm bảo xác kết tính tốn b Tối ưu hóa số vùng cần chia nhiên liệu U-Gd Do hiệu ứng tự che chắn nhiên liệu chứa chất hấp thụ mạnh Gadolinium, việc chia vành cho nhiên liệu cần thiết Mơ hình tính tốn U-Gd lấy theo mơ hình U-Gd từ toán chuẩn (NEA, 2002) Việc khảo sát số vùng chia từ tới vùng thực Mục đích việc khảo sát số vùng tối ưu để giảm tối đa thời gian tính tốn mà đảm bảo tính xác kết Kết giá trị hệ số nhân k-inf U-Gd theo độ sâu cháy số vùng nhiên liệu trình bày hình đây: Hình Kết tính tốn hệ số nhân vơ hạn theo độ sâu cháy nhiên liệu U-Gd SRAC2006 Kết tính tốn cho thấy, chia vùng nhiên liệu giá trị k-inf thu bị lệch lớn so với giá trị hội tụ, giá trị hội tụ đạt số vùng chia nhiên liệu U-Gd tăng lên Cụ thể, với kết tính tốn này, số vùng để đạt đến giá trị hội tụ Do sai khác k-inf vùng so với vùng nhỏ, nên để tối ưu hóa thời gian tính tốn số đề xuất Từ đó, kết tính tốn sau, nhiên liệu U-Gd chia vùng vật liệu c Kết tính tốn cháy cho tốn chuẩn Bó nhiên liệu LEU toán chuẩn gồm 312 nhiên liệu, 300 nhiên liệu UO2 12 nhiên liệu chứa chất hấp thụ Gadolinium Hình học xếp loại nhiên liệu bó LEU trình bày hình đây: Hình Cấu hình bó nhiên liệu LEU tốn chuẩn Kích thước chi tiết loại mạng bó nhiên liệu trình bày hình đây: Hình Kích thước loại mạng bó nhiên liệu LEU Để dễ dàng cho việc lấy kết tính tốn tính cháy nhiên liệu, cách đánh số cell nhiên liệu trình bày hình Hình Cách đặt số thứ tự cell bó nhiên liệu LEU Trong đó, số kết tính tốn lấy CELL CELL 24 Thành phần CELL gồm nhiên liệu UO2 độ giàu 235U 3.7% CELL 24 U-Gd độ giàu 235U 3.6% khối lượng Gd2O3 4% Kết tính tốn hệ số nhân vơ hạn theo độ sâu cháy bó nhiên liệu LEU trình bày hình MCNP6, SRAC Benchmark Mean (giá trị k-inf trung bình tốn chuẩn) Với mức cơng suất vận hành 108 MWt/m3 Độ sâu cháy nhiên liệu đưa lên tới 40 MWd/kgHM Độ xác giá trị k-inf phụ thuộc nhiều yếu tố, số số bước cháy khai báo mơ hình Cụ thể, sai số thống kê giảm dần sau hội tụ số bước cháy tăng lên, nhiên số bước cháy lại tỷ lệ thuận với thời gian tính tốn Do đó, để đảm bảo độ xác vừa đủ thời gian tính tốn hợp lý số bước cháy lựa chọn 160, bước cháy tương ứng với độ sâu cháy 0.25 MWd/kgHM Hình Hệ số nhân vơ hạn theo độ sâu cháy bó nhiên liệu LEU 10 Từ kết tính tốn k-inf ta thấy phù hợp tốt MCNP6 SRAC với kết toán chuẩn Sai số lớn MCNP6 với BM (Benchmark mean) 0.00413 δk bước cháy 20 MWd/kg, giá trị chương trình SRAC 0.00352 δk bước cháy MWd/kg Trong đó, sai số lớn MCU, TVS-M, WIMS8A, HELIOS MULTICELL với BM 0.004, 0.004, 0.005, 0.003 0.004 δk Từ thấy rằng, mơ hình tính tốn dùng MCNP6 SRAC có độ phù hợp với toán chuẩn Để đánh giá chi tiết hơn, mật độ đồng vị theo thời gian cháy CELL1 CELL 24 tính toán so sánh với BM Các kết trình bày phần Kết tính tốn mật độ đồng vị CELL1 Trong đó, đồng vị tính tốn so sánh 235U, 236U, 238U, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, 135 Xe 149Sm Các kết trình bày hình Hình 10 Mật độ số đồng vị theo bước cháy CELL so sánh MCNP6, SRAC BM Kết tính tốn mật độ đồng vị CELL1 sai số lớn MCNP6 với BM 8.2% 149Sm bước cháy 40 MWd/kg, giá trị MCU 8.61% Sai số lớn SRAC với BM 7.29% mật độ 240Pu bước cháy 40 MWd/kg, giá trị HELIOS 6.05% Đối với mật độ đồng vị CELL24 235U, 236U, 239Pu, 149 Sm, 155Gd, 157Gd, 240Pu 241Pu so sánh với tốn chuẩn 135 Xe, 11 Hình 11 Mật độ đồng vị theo bước cháy CELL 24 Kết tính tốn mật độ đồng vị cho CELL 24 cho thấy sai số lớn MCNP6 SRAC với BM tương ứng 53.1% 65.14% 157Gd bước cháy MWd/kg, giá trị MCU, TVS-M, WIMS8A, HELIOS MULTICELL 24.13%, 14.98%, 25.62%, 3.06% 61.67% Sai số đạt giá trị lớn độ sâu cháy MWd/kg giảm dần theo thời gian cháy, điều Gadolinium nhiên liệu cháy mạnh hết nhanh bước cháy chúng có tiết diện hấp thụ nơtron lớn (155σa 62,000 barn 157σa 252,000 barn) Chính vậy, sau bước cháy mật độ chúng cịn nhỏ, dẫn đến sai số Ngồi ra, để khảo sát hiệu ứng che chắn nhiên liệu chứa Gadolinium, CELL24 chia thành vành nhiên liệu khác từ mật độ số đồng vị vùng riêng biệt khảo sát so sánh Cụ thể, đồng vị xem xét 235U, 239Pu, 155Gd 157Gd bước cháy 40 MWd/kgHM MWd/kgHM Bảng Nồng độ số đồng vịtheo bán kính CELL 24 Vùng nhiên liệu Bán kính vùng nhiên liệu, cm BM MCNP6 SRAC Sai số % (MCNP6-BM) Sai số % (SRAC-BM) Giá trị R.M.S% BM Vùng nhiên liệu U-235_cell 24 (40 MWd/kg) 0.173 0.244 0.299 2.193E-04 2.126E-04 2.053E-04 2.135E-04 2.094E-04 1.998E-04 2.341E-04 2.260E-04 2.166E-04 -2.64 -1.51 -2.68 6.74 6.30 5.52 1.87 1.77 1.83 Pu-239_cell 24 (40 MWd/kg) 0.345 1.975E-04 1.942E-04 2.057E-04 -1.67 4.13 1.89 0.386 1.879E-04 1.818E-04 1.921E-04 -3.25 2.25 2.05 12 Bán kính vùng nhiên liệu, cm BM MCNP6 SRAC Sai số % (MCNP6-BM) Sai số % (SRAC-BM) Giá trị R.M.S% BM Vùng nhiên liệu Bán kính vùng nhiên liệu, cm BM MCNP6 SRAC Sai số % (MCNP6-BM) Sai số % (SRAC-BM) Giá trị R.M.S% BM Vùng nhiên liệu Bán kính vùng nhiên liệu, cm BM MCNP6 SRAC Sai số % (MCNP6-BM) Sai số % (SRAC-BM) Giá trị R.M.S% BM 0.173 0.244 0.299 1.083E-04 1.107E-04 1.159E-04 1.065E-04 1.092E-04 1.139E-04 9.866E-05 9.794E-05 9.713E-05 -1.66 -1.36 -1.73 -8.90 -11.53 -16.20 4.79 4.63 4.23 Gd-155_cell 24 (2 MWd/kg) 0.173 0.244 0.299 1.676E-04 1.636E-04 1.551E-04 1.676E-04 1.632E-04 1.530E-04 1.717E-04 1.688E-04 1.631E-04 0.00 -0.24 -1.35 2.44 3.21 5.14 0.43 0.45 0.57 Gd-157_cell 24 (2 MWd/kg) 0.173 0.244 0.299 1.502E-04 1.353E-04 1.074E-04 1.489E-04 1.328E-04 1.003E-04 1.567E-04 1.456E-04 1.249E-04 -0.87 -1.85 -6.61 4.31 7.63 16.27 1.51 1.82 2.73 0.345 1.273E-04 1.245E-04 9.640E-05 -2.20 -24.28 3.70 0.386 1.978E-04 1.967E-04 2.085E-04 -0.56 5.43 3.22 0.345 1.333E-04 1.284E-04 1.488E-04 -3.68 11.65 1.28 0.386 8.407E-05 7.873E-05 9.908E-05 -6.35 17.85 2.60 0.345 5.624E-05 4.674E-05 8.334E-05 -16.89 48.19 5.81 0.386 8.722E-06 5.892E-06 1.459E-05 -32.45 67.22 11.32 Giá trị R.M.S % tốn chuẩn đưa tính dựa cơng thức sau: ̅ ∑ √ ( ( ̅) ) ( ) đó, i số kết tính tốn từ chương trình đem so sánh với (i=1, N), N tổng số kết tính tốn (trong tốn chuẩn N=5), xi giá trị kết tính tốn từ chương trình i, ̅ giá trị trung bình ∑ kết tính tốn:̅ Kết tính tốn từ bảng cho thấy xu hướng tăng giảm sai số MCNP từ (từ vùng vùng 5) phù hợp với xu hướng tốn chuẩn Gadolinium Có thể thấy kết từ MCNP có phù hợp tốt với giá trị BM (ngoại trừ nồng độ 157Gd vùng CELL24 độ sâu cháy 2MWd/kg) kết từ SRAC có phù hợp tương đối Điều chương trình SRAC bị hạn chế việc khai báo số vùng nhiên liệu toán tính cháy Ngồi ra, chương trình SRAC sử dụng thư viện tiết diện cũ ENDF/B-VI.8, nên gặp phải sai số lớn Kết tính tốn cho 155Gd 13 157 Gd độ sâu cháy MWd/kg có sai số lớn vành UGd, điều giải thích hiệu ứng che chắn nên Gadolinium vành tương tác với nơtron tới khiến nơtron không sâu vào nhiên liệu U-Gd mà phần lớn bị hấp thụ vành Do vậy, sai số tăng lên mật độ Gadolinium nhỏ lượng Gadolinium vành ngồi bị giảm nhanh KẾT LUẬN Nghiên cứu thực cơng việc sau: - Bài tốn lựa chọn phương pháp tối ưu hiệu chỉnh nhiệt độ xác MCNP6 (vấn đề mà phiên trước chưa thực được) trình bày; Trong đó, hệ số nhân k-inf theo nhiệt độ từ 850K đến 1050K với ΔT = 25K khảo sát Kết tính tốn dùng thư viện có sẵn MCNP6 khơng thể tính tốn giá trị k-inf xác nhiệt độ bất kỳ, kết tính tốn có phù hợp tốt sử dụng phương pháp tạo thư viện OTF để tính tốn Từ kết luận rằng, tính tốn trạng thái nhiệt độ khác nhau, việc áp dụng phương pháp OTF vơ cần thiết - Bài tốn tối ưu hóa số vùng chia cần thiết nhiên liệu chứa chất hấp thụ cháy U-Gd khảo sát, từ kết tính tốn đề xuất số vùng cần chia nhiên liệu chứa U-Gd tính tốn cháy kết tính tốn đảm bảo độ tin cậy - Các kết tính tốn cho tốn chuẩn (NEA, 2002) thực hiện, kết tính tốn sử dụng MCNP6 SRAC so sánh với so sánh với giá trị trung bình tốn chuẩn có độ xác cao Dễ thấy rằng, mơ hình tính tốn cháy cho bó nhiên liệu có độ phù hợp tốt áp dụng cho tính tốn cháy tương lai với cấu hình phức tạp Ngồi ra, xem kết thực kết tham khảo thêm cho tốn chuẩn ngồi kết kiểm chứng từ chương trình MCU, TVS-M, WIMS8A, HELIOS MULTICELL Tuy nhiên, để có kết tính tốn xác hơn, số cải tiến phương pháp tất định dùng chương trình SRAC việc cập nhật thư viện số liệu mới, việc cải tiến mơ hình để tính nhiều vùng nhiên liệu cần thực Ngồi ra, mơ hình MCNP6 cần cải tiến việc xử lý nhiệt độ cho đồng vị actinides sản phẩm trình cháy (như Am, Np, Cm…), hiệu ứng Doppler đến từ nguyên tố actinides tương tự 238U 14 TÀI LIỆU THAM KHẢO Denise B Pelowitz et al., 2013 MCNP6TM USER’S MANUAL Version 1.0 LA-CP-13-00634, Rev Edward J Parma BURNCAL: A Nuclear Reactor Burnup Code Using MCNP Tallies, Advanced Nuclear Concepts Sandia National Laboratories P.O Box 5800 Albuquerque, NM 87185-1141 L Mercatali et al., 2015 SCALE and SERPENT solutions of the OECD VVER-1000 LEU and MOX burnup computational benchmark Annals of Nuclear Energy, 83 (2015) 328-341 L.Thilagam et al., 2009 A VVER-1000 LEU and MOX assembly computational benchmark analysis using the lattice burnup code EXCEL Annals of Nuclear Energy 36 (2009) 505-519 Meiyin Zheng et al., 2013 Development of a MCNP–ORIGEN burn-up calculation code system and its accuracy assessment Michael L Fensin, John S Hendricks, Gregg W McKinney, 2009: Monte Carlo Burnup Interative Tutorial, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, NM, 87545, USA Moor, R.L et al., 1995 MOCUP: MCNP–ORIGEN2 Coupled Utility Program, INEL-95/0523 Idaho National Engineering Laboratory NEA/NSC/DOC 10, 2002 A VVER-1000 LEU and MOX Assembly Computational Benchmark Nuclear Energy Agency, Organization for Economic Co-operation and Development Okumura, K et al., 2005 MVP-BURN: Burn-up calculation code using a continuous-energy Monte Carlo Code MVP Suhail Ahmad Khan, et al., 2016 Study of VVER-1000 OECD LEU and MOX Computational Benchmark with VISWAM Code System Nuclear Energy and Technology (2016) 312-334 Trellue, H.R., Poston, D.L., 1999 User’s Manual, version 2.0 for MONTEBURNS, Version 5B Zhiwen Xu et al., 2002 An improved MCNP-ORIGEN depletion program (MCODE) and its verification for high-burnup applications 15 ... nghiên cứu nêu xử lý số liệu cho thư viện nhiệt độ tính tốn sử dụng phương pháp ngẫu nhiên Để xử lý thư viện nhiệt độ cho tốn tính cháy, chương trình NJOY sử dụng cho tính tốn dùng phiên cũ MCNP6. .. kiểm chứng từ chương trình MCU, TVS-M, WIMS8A, HELIOS MULTICELL II MƠ HÌNH TÍNH TỐN Nghiên cứu đề cập tới vấn đề tính cháy cho bó nhiên liệu sử dụng chương trình MCNP6 SRAC Do mơ hình tính tốn MCNP... nghiên cứu này, sử dụng mô đun PIJ kết hợp với mơ đun tính cháy để tính tốn cho bó nhiên liệu, với thư viện số liệu ENDF/B-VI.8 PIJ chương trình SRAC dùng để tính tốn cho thanh, bó nhiên liệu phương