Tiểu ban A: Lò phản ứng, Điện hạt nhân Đào tạo nguồn nhân lực Section A: Nuclear reactor, Nuclear power and Human resource training SỬ DỤNG CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TỐN PLTEMP4.2 VÀ RELAP5 PHÂN TÍCH CÁC THƠNG SỐ THỦY NHIỆT CỦA BÓ NHIÊN LIỆU HEU VVR-M2 KHI ĐẶT TRONG BẪY NEUTRON CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT USING PLTEMP4.2 AND RELAP5MOD3.3 COMPUTER CODES TO ANALYSES THERMAL-HYDRAULICS PARAMETERS OF HEU VVR-M2 FUEL ASSEMBLY WHEN LOCATING AT THE NEUTRON TRAP OF THE DALAT NUCLEAR RESEARCH REACTOR HỒ NGUYỄN THÀNH VINH, NGUYỄN KIÊN CƯỜNG, NGUYỄN NHỊ ĐIỀN, HUỲNH TÔN NGHIÊM Reactor Center – Dalat Nuclear Research Institute – Vietnam Atomic Energy Institute (VINATOM) 01 Nguyen Tu Luc St, Dalat, Lamdong, Vietnam Email: vinhhnt.re@dnri.vn Tóm tắt: Bẫy neutron Lị Phản ứng hạt nhân Đà Lạt (Lị PƯHNĐL) vị trí có thơng lượng neutron cao vùng hoạt dễ ghi nhận với thay đổi nhiệt độ độ phản ứng Hiện tại, bẫy neutron sử dụng để sản xuất đồng vị phóng xạ để thử nghiệm chiếu xạ vật liệu làm pha tạp silic Với mục đích khai thác nhiều thí nghiệm ứng dụng cho lò phản ứng nghiên cứu mới, Lò PƯHNĐL đối tượng để thực mô lị phản ứng có cơng suất thơng lượng neutron thấp Ngoài ra, bẫy neutron sử dụng để tạo thiết bị thí nghiệm chiếu xạ nhiên liệu, trường hợp loại nhiên liệu VVR-M2 chế độ tải nhiệt công suất khác Bó nhiên liệu (BNL) thí nghiệm gắn cặp nhiệt crôm-đồng độ giàu cao (làm giàu 36%) sử dụng cho thí nghiệm đo nhiệt độ thông số thủy nhiệt khác chế độ đối lưu tự nhiên cưỡng Chương trình PLTEMP RELAP5 áp dụng để tính tốn điều kiện trạng thái ổn định với cơng suất lị phản ứng tốc độ dòng làm mát khác qua BNL Trong tính tốn, phân tích độ bất định thực để đánh giá giới hạn an toàn BNL điều kiện đặc biệt để chiếu xạ vào bẫy neutron Việc hiệu lực hóa chương trình PLTEMP RELAP5 cho thử nghiệm chiếu xạ nhiên liệu thực cách so sánh kết tính toán thu với liệu thực nghiệm nhiệt độ chất làm mát vỏ bọc nhiên liệu Việc tính tốn thiết kế cho thiết bị thử nghiệm thực thơng qua việc sử dụng hệ thống chương trình tính tốn bao gồm tính tốn Vật Lý thủy nhiệt Các tiêu chí an toàn thủy nhiệt theo đề xuất từ nhà cung cấp nhiên liệu yêu cầu nhiệt độ vỏ bọc nhiên liệu 103 0C, tỷ số khởi điểm sôi (ONBR) tỉ số khởi điểm khủng hoảng (DNBR) lớn 1.43 1.5 Kết tính tốn khẳng định khả thiết lập thí nghiệm chiếu xạ nhiên liệu bẫy neutron cấu hình vùng hoạt Từ khóa: PLTEMP4.2, RELAP5, thủy nhiệt, bó nhiên liệu VVR-M2 Abstract: The neutron trap of the Dalat Nuclear Research Reactor (DNRR) is a position having the highest neutron fluxes in the core and very sensitive to any changing of temperature or reactivity Currently, the neutron trap is using for radioisotope production as well as for testing material irradiation as silicon doping before With the purpose to exploit as much as possible experiments in applications for new research reactor, the DNRR was a good object to carry out the mockup even the reactor has low power and neutron fluxes The neutron trap was also used for creating a fuel test-loop in this case for VVR-M2 fuel type in different convection modes and power The instrumental fuel assembly glued with chromecopper thermal couples and high enriched uranium (36% enrichment) was used for the experiment to measure temperature and other thermal-hydraulics parameters in natural and force convection modes The PLTEMP4.2 and RELAP5 codes were applied for steady-state condition calculation with different reactor power and cooling flow rate through the instrumental fuel assembly In calculation, uncertainty analysis was also implemented to evaluate the safety limit of the instrumental fuel assembly in special conditions for irradiation at the neutron trap The validation of PLTEMP4.2 and RELAP5 code for testing fuel irradiation also was done by comparing calculation obtained results to experimental data such as the temperature of coolant and fuel cladding surface The design calculation for the test-loop can be conducted through using system codes including neutronic and thermal-hydraulics calculation The criteria of safety in thermal-hydraulics as suggestions from fuel suppliers that fuel cladding temperature is under 107 0C, the Onset of Nucleate Boiling Ratio (ONBR) and Departure from Nucleate Boiling Ratio (DNBR) are bigger than 1.43 and 1.5 respectively The calculation results confirm the ability to set up an experiment for fuel irradiation at neutron trap of current core configuration Keywords: PLTEMP4.2, RELAP5, thermal-hydraulics, VVR-M2 fuel assembly MỞ ĐẦU Lò PƯHNĐL loại lò bể bơi, sử dụng nước nhẹ chất tải nhiệt vận hành với cơng suất nhiệt danh định 500kW Hiện tại, Lị PƯHNĐL sử dụng để sản xuất đồng vị phóng xạ, phân tích kích hoạt neutron, đào tạo thực thí nghiệm kết hợp khác Nhằm tăng cường hiểu biết loại nhiên liệu sử dụng (VVR-M2), hệ thiết bị thí nghiệm chiếu xạ nhiên liệu đặt bẫy neutron Lò PƯHNĐL thiết kế Tuy nhiên, điều dẫn tới thay đổi cấu trúc vùng hoạt phân bố neutron đặt câu hỏi giới hạn an tồn thủy nhiệt BNL chiếu xạ có đảm bảo 67 Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học Cơng nghệ hạt nhân tồn quốc lần thứ 14 Proceedings of Vietnam conference on nuclear science and technology VINANST-14 hay khơng? Vì bẫy neutron Lị PƯHNĐL nơi có thơng lượng cao [1] vùng hoạt, nên cần thay đổi nhỏ nhiệt độ độ phản ứng tác động lớn đến thông số thủy nhiệt BNL PLTEMP4.2 [2] RELAP5 [3] chương trình lựa chọn để tính tốn thông số thủy nhiệt đưa BNL vào bẫy neutron vùng hoạt Lò PƯHNĐL Tuy nhiên trước đưa vào sử dụng, chương trình tính tốn hiệu lực hóa thơng qua số liệu đo đạc thực nghiệm thực nạp thêm hai BNL vào vùng hoạt Lò PƯHNĐL NỘI DUNG 2.1 Đối tượng Phương pháp Sau nạp thêm hai BNL thay cho hai khối beryllium gần bẫy neutron, Lò PƯHNĐL vận hành với cấu hình 94 BNL với khối beryllium đặt xung quanh bẫy neutron (Hình 1) Một BNL có gắn cặp nhiệt điện [1] đưa vào vị trí nóng vùng hoạt để ghi nhận số liệu nhiệt độ vỏ bọc BNL Các số liệu thu dùng để hiệu lực hóa chương trình tính tốn thủy nhiệt có BNL có gắn cặp nhiệt điện đề xuất sử dụng cho thiết kế hệ thiết bị chiếu xạ nhiên liệu với hai chế độ tải nhiệt khác nhau: tải nhiệt đối lưu tự nhiên cưỡng Trên BNL có gắn cặp nhiệt điện Chrome-Coppell để thu nhận số liệu nhiệt độ nước lối vào, nước lối nhiệt độ bề mặt vỏ bọc BNL Có cặp nhiệt điện từ T1 đến T5 đặt phần vỏ bọc phía ngồi nhiên liệu lục giác, T6 T7 đặt nhiên liệu Còn T8 T9 gắn vào hai đầu BNL để đo nhiệt độ nước lối lối vào Vị trí nóng Các kênh thí nghiệm Beryllium Hình Cấu trúc vùng hoạt Lò PƯHNĐL BNL gắn cặp nhiệt điện Chương trình PLTEMP4.2 tính thơng số thủy nhiệt nhiệt độ nước làm mát vỏ bọc nhiên liệu, hệ số ONB DNBR trạng thái dừng mức công suất vận hành khác Mô hình tính tốn để đưa vào chương trình phù hợp với cấu trúc PƯHNĐL chế độ đối lưu tự nhiên Lị PƯHNĐL Chương trình RELAP5 có mơ hình tính tốn cho kênh nóng vùng hoạt sử dụng để so sánh với kết tính tốn chương trình PLTEMP4.2 2.2 Mơ hình hóa Hiệu lực hóa chương trình tính tốn Nhiên liệu loại VVR-M2 có nhiên liệu hình vành khun đồng trục [1] Thanh nhiên liệu ngồi có dạng hình lục giác với khoảng cách hai mặt song song 32 mm Hai nhiên liệu bên có dạng hình trụ với kích thước 22 mm 11 mm Giữa nhiên liệu khoảng trống cho chất làm mát qua với kích thước khoảng mm 68 Tiểu ban A: Lò phản ứng, Điện hạt nhân Đào tạo nguồn nhân lực Section A: Nuclear reactor, Nuclear power and Human resource training Chương trình tính tốn PLTEMP4.2 tính cho loại nhiên liệu dạng dạng ống đồng trục Do việc mơ hình hóa cần tính đến việc chuyển đổi loại nhiên liệu hình lục giác Lị PƯHNĐL thành mơ hình ống đồng trục Vùng hoạt mơ hình hóa thành kênh nóng kênh trung bình với giếng hút cao m phía (Hình 2) Sau đưa mơ hình tính tốn, hiệu lực hóa bước đặc biệt quan trọng giúp khẳng định rằng: c) b) a) Hình Mơ hình tính tốn cho Lị PƯHNDL a) BNL hình lục giác Lị PƯHNĐL b) Mơ hình bó nhiên liệu ống đồng trục c) Mơ hình tải nhiệt đối lưu tự nhiên mơ hình đưa đạt kết tính toán sát với thực tế Các kết giai đoạn đem so sánh với kết đo đạc thực nghiệm nhận tiến hành nạp tải nhiên liệu Bảng nhiệt độ bề mặt vỏ bọc nhiên liệu nóng đo Sai số hệ thống đo nhiệt độ ±3 0C Bảng Nhiệt độ bề mặt BNL kênh nóng Nhiệt độ mức cơng suất (OC) Vị trí cặp nhiệt điện tính từ đáy (mm) 50% 80% 100% T5 148 57.3 71.5 80.9 T4 298 66.4 82.6 91.9 T3 428 63.1 77.9 86.6 T2 478 59.9 73.3 81.3 T1 528 55.6 67.2 74.3 Lối vào 19.2 20.4 21.9 Lối 43.0 49.3 52.6 Nước làm mát Các mức cơng suất đưa vào tính mức công suất 50% (250 kW), 80% (400 kW) 100% (500kW) Kết tính tốn PLTEMP4.2 RELAP5 với mức cơng suất thể Bảng Hình so sánh kết tính tốn kết đo đạc Bảng Kết tính tốn nhằm hiệu lực hóa chương trình Khảng cách tính từ đáy (mm) 20 Nhiệt độ mức công suất khác ( oC) PLTEMP4.2 RELAP5 50% 80% 100% 50% 80% 100% 43.8 54.8 60.0 41.0 51.3 56.0 69 Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học Cơng nghệ hạt nhân tồn quốc lần thứ 14 Proceedings of Vietnam conference on nuclear science and technology VINANST-14 60 49.5 62.1 68.4 47.3 59.4 65.2 100 55.5 69.9 77.3 53.8 67.8 75.0 140 59.2 74.6 82.7 57.5 72.6 80.5 180 62.6 78.9 87.5 61.1 77.2 85.7 220 64.7 81.5 90.5 63.5 80.2 89.1 260 65.6 82.5 91.5 65.6 82.5 91.5 300 65.8 82.5 91.5 66.3 83.2 92.2 340 65.2 81.6 90.4 65.3 81.8 90.6 380 64.8 81.0 89.6 64.4 80.5 89.0 420 63.4 78.9 87.1 62.5 77.9 86.1 460 61.4 76.0 83.7 60.1 74.7 82.3 500 59.6 73.5 80.8 57.9 71.7 78.9 540 56.2 68.9 75.4 54.5 67.1 73.7 580 53.0 64.5 70.3 51.3 62.9 68.8 Hình So sánh kết tính tốn với đo đạc thực nghiệm Hình Phân bố cơng suất theo hướng trục Sau chương trình hiệu lực hóa, cơng việc tính tốn thơng số thủy nhiệt đặt BNL vào bẫy neutron tiến hành Chế độ vận hành tính tốn mức cơng suất ổn định với hai chế độ làm mát đối lưu tự nhiên đối lưu cưỡng Chương trình MCNP6 [4] dùng để tính phân bố cơng suất theo chiều bán kính theo hướng trục Hình Sự bất đồng cơng suất theo chiều bán kính 2.56 theo hướng trục 1.338 Hệ số bất đồng cực đại vị trí nóng lên đến 3.74 2.3 Kết Số liệu tính tốn nhận với chế độ đối lưu tự nhiên đối lưu cưỡng thể Bảng Bảng Trong tính tốn với chế độ đối lưu tự nhiên, cơng suất Lị phản ứng ln 100% cơng suất danh định Bảng Nhiệt độ vỏ bọc, nước làm mát ONBR BNL chế độ đối lưu tự nhiên Nhiệt độ mức công suất khác (0C) Khảng cách tính từ đáy (mm) Vỏ bọc Nước làm mát ONBR Vỏ bọc Nước làm mát ONBR Vỏ bọc Nước làm mát ONBR 20 60 100 140 70.5 81.1 92.5 99.2 23.1 25.6 28.6 32.0 1.96 1.62 1.36 1.25 63.9 73.1 83.1 89.0 23.0 25.2 27.9 31.0 2.26 1.86 1.56 1.43 52.7 59.7 67.1 71.7 22.8 24.6 26.8 29.3 3.05 2.49 2.09 1.90 100% 80% 70 50% Tiểu ban A: Lò phản ứng, Điện hạt nhân Đào tạo nguồn nhân lực Section A: Nuclear reactor, Nuclear power and Human resource training 180 105.3 35.7 1.16 94.5 34.4 1.32 75.9 31.9 1.75 220 109.3 39.5 1.10 98.0 37.8 1.26 78.6 34.7 1.67 260 110.8 43.3 1.08 99.1 41.2 1.24 79.6 37.4 1.63 300 110.9 46.9 1.08 99.3 44.4 1.23 79.9 40.0 1.62 340 109.4 50.2 1.09 98.2 47.5 1.24 79.2 42.4 1.64 380 108.4 53.3 1.10 97.5 50.2 1.25 78.7 44.7 1.64 420 104.4 56.2 1.15 94.9 52.8 1.29 76.9 46.7 1.69 460 99.4 58.7 1.22 91.3 55.0 1.35 74.4 48.4 1.76 500 95.1 60.9 1.28 88.2 56.8 1.41 72.2 49.9 1.83 540 88.1 62.7 1.41 82.3 58.4 1.53 67.9 51.1 1.98 580 81.7 64.1 1.54 76.7 23.0 1.67 63.9 52.0 2.16 Bảng Nhiệt độ vỏ bọc, nước làm mát ONBR BNL chế độ đối lưu cưỡng với lưu lượng làm mát qua BNL 0.15 kg/s (0.54 m 3/h) Khảng cách tính từ đáy (mm) 20 60 100 140 180 220 260 300 340 380 420 460 500 540 580 Nhiệt độ mức công suất 100% (0C) Vỏ bọc 58.0 66.5 75.5 80.6 85.2 87.8 88.3 87.8 86.2 85.0 82.3 78.8 75.8 70.6 65.8 Nước làm mát 22.9 24.9 27.4 30.1 33.1 36.2 39.2 42.2 44.9 47.4 49.6 51.6 53.2 54.5 55.4 ONBR 2.65 2.15 1.8 1.65 1.53 1.47 1.46 1.46 1.5 1.52 1.58 1.67 1.76 1.93 2.13 2.4 Thảo luận Ở chế độ đối lưu tự nhiên với mức công suất 100% công suất danh định, nhiệt độ cao vỏ bọc nhiên liệu 110.9 0C Giá trị cao nhiều so với mức giới hạn nhiệt độ an toàn 103 oC Tuy nhiên, giảm cơng suất xuống cịn 80%, nhiệt độ lớn vỏ bọc nhiên liệu 99.3 oC Nhiệt độ nhỏ số 103 oC, nhiên hệ số ONB nhỏ 1.23 Trong quy định an toàn vận hành, ONBR phải nhỏ 1.43 Do cơng suất cuả lị phản ứng phải giảm 50% Khi thơng số nhỏ so với giới hạn an toàn quy định, nhiệt độ lớn vỏ bọc nhiên liệu 79.9 o C, nhiệt độ nước làm mát lối 52 oC hệ số ONB nhỏ 1.62 Ở chế độ tải nhiệt đối lưu cưỡng với mức công suất 100% công suất danh định, lưu lượng tối thiểu qua BNL phải đạt 0.15 kg/s (0.54 m3/h) để đảm bảo thông số thủy nhiệt thấp so với giới hạn quy định Cụ thể đó, nhiệt độ cao vỏ bọc nhiên liệu 88.3 oC, nhiệt độ nước lối 55.4 oC hệ số ONB 1.45 71 Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ 14 Proceedings of Vietnam conference on nuclear science and technology VINANST-14 Hình Nhiệt độ với chế đối lưu tự nhiên Hình Nhiệt độ với chế đối lưu cưỡng bức, công suất 100% lưu lượng qua BNL 0.15 kg/s (0.54 m3/h) KẾT LUẬN Việc hiệu lực hóa chương trình tính tốn (PLTEMP4.2 RELAP5) thực so sánh với kết thực nghiệm Sự đánh giá giới hạn điều kiện vận hành đặt BNL vào bẫy neutron giúp đạt mục tiêu thiết kế thiết bị thí nghiệm chiếu xạ nhiên liệu Lị PƯHNĐL, góp phần làm tăng hiểu biết chi tiết loại nhiên liệu VVR-M2 ứng dụng cho Lò phản ứng nghiên cứu TÀI LIỆU THAM KHẢO [1] Safety Analysis Report for the Dalat Nuclear Research Reactor, 2018 [2]Nuclear Systems Analysis Division, RELAP5/MOD3.3 code manual, volume I, II, III, Information Systems Laboratories, December 2001 [3]P Olson, M Kalimullah, and E.E Feldman, A User’s Guide to the PLTEMP/ANL Code Version 4.2, ANL/RERTR/TM11-22 Rev 2, Argonne National Laboratory, July, 2016 [4] MCNP Development Team, MCNP6.2 User’s manual Code Version 6.2, LA-UR-17-29981, 2018 72