Đánh giá Ảnh hưởng của thư viện dữ liệu hạt nhân mới endf b viii 0 lên một số Đặc trưng vật lý của lò phản Ứnghạt nhân Đàllạt sử dụng mô phỏng monte carlo bằng chương trình mcnp

Đánh giá Ảnh hưởng của thư viện dữ liệu hạt nhân mới endf b viii 0 lên một số Đặc trưng vật lý của lò phản Ứnghạt nhân Đàllạt sử dụng mô phỏng monte carlo bằng chương trình mcnp

TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

CHU THỜI NAM

ĐÁNH GIÁ ẢNH HƯỞNGCỦA THƯ VIỆN DỮ LIỆU HẠT NHÂN MỚI ENDF/B-VIII.0LÊN MỘT SỐ ĐẶC TRƯNG VẬT LÝ CỦA LÒ PHẢN ỨNG

HẠT NHÂN ĐÀ LẠT SỬ DỤNG MÔ PHỎNG

MONTE CARLO BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ

HÀ NỘI – NĂM 2022

TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

CHU THỜI NAM

ĐÁNH GIÁ ẢNH HƯỞNGCỦA THƯ VIỆN DỮ LIỆU HẠT NHÂN MỚI ENDF/B-VIII.0LÊN MỘT SỐ ĐẶC TRƯNG VẬT LÝ CỦA LÒ PHẢN ỨNG

Tôi xin cam đoan luận văn này là công trình nghiên cứu của riêng tôi Các

số liệu, kết quả nêu trong luận văn là trung thực và chưa được công bố trongbất kỳ công trình nào mà tôi chưa tham gia

Tác giả luận văn

Chu Thời Nam

Luận văn được hoàn thành với sự giúp đỡ nhiệt tình của Quý Thầy

Cô, anh chị đồng nghiệp và gia đình Tôi xin gửi lời cảm ơn đến tất cả mọingười

Đầu tiên, tôi xin chân thành cảm ơn tới hai người hướng dẫn là PGS.TSTrần Hoài Nam và TS Vũ Thanh Mai đã dành nhiều thời gian, công sức đểhướng dẫn tôi hoàn thành luận văn này PGS.TS Trần Hoài Nam là người đãgiúp tôi định hướng nghiên cứu khi tôi bắt đầu nghiên cứu khoa học TS VũThanh Mai là người trực tiếp hướng dẫn, chỉ dạy tôi các kiến thức, tư duy đểphân tích vấn đề

Tôi xin chân thành cảm ơn quý Thầy Cô trong Bộ môn Vật lý hạtnhân, Khoa Vật lý, trường Đại học Khoa học tự nhiên, Đại học Quốc gia HàNội luôn tận tình hướng dẫn, giảng dạy và giúp đỡ học tập, nghiên cứu trongsuốt thời gian của khóa học Đặc biệt, tôi xin cảm ơn sâu sắc nhất tới PGS

TS Bùi Văn Loát, thầy là người giúp tôi có động lực để theo đuổi con đườngnghiên cứu khoa học Thầy luôn quan tâm tới các học viên, nhắc nhở chúngtôi trong quá trình học tập các môn chuyên ngành để nâng cao kiến thứcchuyên môn

Ngoài ra, tôi cũng xin chân thành cảm ơn đến quý Thầy Cô trong Hộiđồng chấm luận văn Thạc sĩ đã dành nhiều thời gian, công sức đọc và chotôi những nhân xét, góp ý vô cùng quý báu để tôi có thể điều chỉnh và hoànthiện luận văn tốt hơn

Tôi xin cảm ơn Quỹ Đổi mới sáng tạo Vingroup (VINIF), Viện nghiêncứu Dữ liệu lớn (VinBigdata) mã số VINIF.2020.ThS.46 đã tài trợ kinh phícho học tập và nghiên cứu của tôi trong suốt khóa học Thạc sĩ

Cuối cùng, tôi xin cảm ơn tới gia đình và bạn bè thường xuyên độngviên, khuyến khích để tôi hoàn thành được khóa học

Mục lục

1.1 Tổng quan về lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu 4

1.2 Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 5

1.3 Mô phỏng lò phản ứng hạt nhân và Thư viện số liệu hạt nhân 9 1.4 Độ bất định trong tính toán vật lý lò phản ứng 12

1.5 Mục tiêu nghiên cứu 15

Chương 2 PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU 17 2.1 Mô phỏng lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt với nhiên liệu HEU sử dụng chương trình MCNP6 17

2.1.1 Chương trình MCNP6 17

2.1.2 Bó nhiên liệu HEU 19

2.1.3 Vùng hoạt lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 19

2.1.4 Các trạng thái tới hạn của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt với nhiên liệu HEU 24

2.1.5 Tính toán đặc trưng tích phân của thanh điều khiển tự động 25

vật lý lò phản ứng 28

2.2.1 Lý thuyết về độ bất định trong tính toán vật lý lò phản ứng hạt nhân 28

2.2.2 Xử lý thư viện số liệu hạt nhân bằng NJOY 32

2.2.3 Tính toán độ nhạy - độ bất định trong MCNP6 41

Chương 3 KẾT QUẢ NGHIÊN CỨU 45 3.1 Tính toán các trạng thái tới hạn của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt với nhiên liệu HEU 45

3.2 Đặc trưng tích phân của thanh điều khiển 47

3.3 Phân tích độ nhạy của một số đồng vị 51

3.4 Phân tích độ bất định của một số đồng vị 61

Ký hiệu

natC Cacbon tự nhiên

kef f Hệ số nhân hiệu dụng

βef f Hệ số neutron trễ

ρdif f Độ phản ứng tính toán được khi thay đổi vị trí thanh

điều khiển

ρint Giá trị tích phân thanh điều khiển

ρintexp Giá trị tích phân thanh điều khiển theo thực nghiệmpcm 10−5 (percent mille)

wt% Phần trăm về khối lượng

Chữ viết tắt Tiếng Anh Tiếng Việt

AR Automatic regulating Rod Thanh điều khiển tự động

ENDF Evaluated Nuclear Data File Tập tin số liệu hạt nhân đã

được đánh giáHEU Highly Enriched Uranium Uranium độ giàu cao

LEU Low Enriched Uranium Uranium độ giàu thấp

code

Chương trình mô phỏngMCNP

sau mỗi phản ứng phân hạch

Research and Test Reactors

Chương trình giảm độ giàucho các LPƯHN nghiên cứu

và thử nghiệmS(α, β) Thermal S(α, β) Cross-

section Library

Thư viện tiết diện tán xạnhiệt S(α, β)

S/U Sensitivity Uncertainty Độ nhạy - Độ bất định

TRIGA Training Research Isotope of

General Atomic

LPƯHN nghiên cứu của hãngGeneral Atomic

1.1 Bảng dữ liệu cho các thư viện dữ liệu hạt nhân ENDF/B 112.1 Thông số kỹ thuật bó nhiên liệu LPƯHN Đà Lạt 202.2 Các thông số kỹ thuật chính của LPƯHN Đà Lạt 222.3 Cấu hình vùng hoạt tới hạn thực nghiệm với 88 bó nhiên liệu 252.4 Ba nhóm khảo sát đặc trưng thanh AR phụ thuộc vào vị trícác thanh bù trừ 282.5 Các lệnh được sử dụng trong NJOY 332.6 Các phản ứng cho phép tính toán KSEN với năng lượng liên tục 423.1 Kết quả tính toán tới hạn cho vùng hoạt 88 bó nhiên liêu HEU 463.2 Đặc trưng tích phân thanh điều khiển tự động AR theo thựcnghiệm và tính toán theo chương trình MCNP6 503.3 Độ nhạy dương của một số đồng vị trong LPƯHN Đà Lạt 523.4 Độ nhạy âm của một số đồng vị trong LPƯHN Đà Lạt 533.5 Độ nhạy của một số đồng vị theo phản ứng ứng với vị trí khácnhau của thanh điều khiển trong LPƯHN Đà Lạt 603.6 Độ bất định của một số đồng vị theo phản ứng trong LPƯHN

Đà Lạt 62

1.1 Mặt cắt dọc LPƯHN Đà Lạt 6

1.2 Mặt cắt ngang Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 7

1.3 Thiết kế vùng hoạt của LPƯHN Đà Lạt 8

1.4 Khái niệm biên độ an toàn do IAEA đưa ra 14

2.1 Mặt cắt bó nhiên liệu VVR-M2 loại HEU 20

2.2 Mặt cắt ngang bể lò LPƯHN Đà Lạt 21

2.3 Thanh điều khiển bằng thép không gỉ và B4C 23

2.4 Mô hình MCNP cho LPƯHN Đà Lạt 23

2.5 Cấu hình vùng hoạt 88 bó nhiên liệu dùng để tính toán 26

2.6 Quá trình xử lý thư viện dữ liệu hạt nhân bằng NJOY 33

2.7 Sơ đồ tính toán độ bất định bằng MCNP6 và NJOY 44

3.1 Hệ số nhân hiệu dụng cho các vùng hoạt khác nhau 45

3.2 Đặc trưng tích phân của thanh điều khiển tự động AR cho vùng hoạt 88 bó nhiên liệu, nhóm 1 47

3.3 Đặc trưng tích phân của thanh điều khiển tự động AR cho vùng hoạt 88 bó nhiên liệu, nhóm 2 48

3.4 Đặc trưng tích phân của thanh điều khiển tự động AR cho vùng hoạt 88 bó nhiên liệu, nhóm 3 49

3.5 Phổ neutron trong LPƯHN Đà Lạt 51

3.6 Độ nhạy phụ thuộc năng lượng của tiết diện phản ứng 1H ở 2 thư viện 54

3.7 Độ nhạy phụ thuộc năng lượng của tiết diện phản ứng9Be ở 2 thư viện 54

3.8 Độ nhạy phụ thuộc năng lượng của tiết diện phản ứng 10B ở 2 thư viện 55

thư viện 553.10 Độ nhạy phụ thuộc năng lượng của tiết diện phản ứng 16O ở 2thư viện 563.11 Độ nhạy phụ thuộc năng lượng của tiết diện phản ứng 27Al ở

2 thư viện 563.12 Độ nhạy phụ thuộc năng lượng của tiết diện phản ứng 56Fe ở

2 thư viện 573.13 Độ nhạy phụ thuộc năng lượng của tiết diện phản ứng 234U ở

2 thư viện 573.14 Độ nhạy phụ thuộc năng lượng của tiết diện phản ứng 235U ở

2 thư viện 583.15 Độ nhạy phụ thuộc năng lượng của tiết diện phản ứng 238U ở

2 thư viện 583.16 Độ nhạy phụ thuộc năng lượng của tiết diện phản ứng Be(S(α, β)) ở 2 thư viện 593.17 Độ nhạy phụ thuộc năng lượng của tiết diện phản ứng C(S(α, β)) ở 2 thư viện 593.18 Độ nhạy phụ thuộc năng lượng của phản ứng bắt neutron (n,γ)của56Fe đối với thư viện ENDF/B-VIII.0 theo vị trí khác nhaucủa thanh điều khiển 613.19 Ma trận phương sai của 1H đối với phản ứng bắt neutron (n,γ)thư viện ENDF/B-VII.1 và ENDF/B-VIII.0 623.20 Ma trận phương sai của 1H đối với phản ứng tán xạ đàn hồithư viện ENDF/B-VII.1 và ENDF/B-VIII.0 633.21 Ma trận phương sai của 16O đối với phản ứng tán xạ đàn hồithư viện ENDF/B-VII.1 và ENDF/B-VIII.0 633.22 Ma trận phương sai của 27Al đối với phản ứng bắt neutron(n,γ) thư viện ENDF/B-VII.1 và ENDF/B-VIII.0 643.23 Ma trận phương sai của 235U đối với phản ứng bắt neutron(n,γ) thư viện ENDF/B-VII.1 và ENDF/B-VIII.0 64

viện ENDF/B-VII.1 và ENDF/B-VIII.0 65

Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt là lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu duynhất ở Việt Nam hiện nay Lò đã được vận hành an toàn hơn 35 năm saukhi được nâng công suất lên 500 kW Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt có nhiềuứng dụng kỹ thuật hạt nhân quan trọng như: sản xuất đồng vị phóng xạ sửdụng trong y tế và công nghiệp, phân tích kích hoạt neutron, các nghiên cứu

cơ bản và ứng dụng đối với vật liệu, giáo dục và đào tạo nguồn nhân lực chongành Công nghệ Hạt nhân Để đảm bảo an toàn khi vận hành lò, chúng tacần phải biết các quá trình vật lý xảy ra trong lò, đặc biệt là vùng hoạt của

lò phản ứng Tuy nhiên, để biết chính xác các quá trình vật lý này là điều cực

kỳ khó khăn do vùng hoạt lò phản ứng hạt nhân bao gồm nhiều quá trình vật

lý phức tạp Chính vì thế, các mô hình mô phỏng tính toán quá trình vật lýcho vùng hoạt lò phản ứng là vô cùng quan trọng cho mục đích này Các môhình mô phỏng tính toán sẽ giúp thiết kế, thử nghiệm và đánh giá an toànkhi vận hành, điều mà các kỹ thuật và thiết bị hiện tại khó có thể triển khaiđược hoặc triển khai với chi phí rất đắt đỏ, tốn thời gian, thậm chí là nguyhiểm không thực hiện được

Hiện nay, các chương trình mô phỏng vật lý lò phản ứng được pháttriển dựa trên 2 phương pháp chính: phương pháp tất định và phương phápMonte Carlo, tùy theo yêu cầu sử dụng sẽ lựa chọn phương pháp và mô hình

mô phỏng phù hợp Mặc dù có vai trò quan trọng trong việc tính toán cácđặc trưng vật lý của lò phản ứng, nhưng các chương trình mô phỏng thườnggặp những sai số ảnh hưởng đến độ tin cậy của kết quả Các yếu tố chính ảnhhưởng đến sai số của kết quả tính toán có thể liệt kê như sau: 1) Chương trìnhtính toán: Mỗi chương trình và phương pháp đều có các ưu điểm và nhượcđiểm riêng, dựa trên các phép xấp xỉ khác nhau và do đó đều có các sai sốnhất định đối với mỗi bài toán 2) Mô hình mô phỏng: Trong nhiều trườnghợp lò phản ứng có vùng hoạt phức tạp, việc mô phỏng chính xác tất cả các

hóa hình học một số thành phần cấu trúc, và như vậy sẽ đóng góp vào sai sốcủa kết quả tính toán 3) Các số liệu thiết kế: Các thông số thiết kế chi tiếtcủa lò phản ứng là rất quan trọng trong việc mô phỏng các đặc trưng vật lý

và an toàn lò phản ứng, đặc biệt là các thông số về mật độ hạt nhân và hìnhhọc của các thành phần cấu trúc lò phản ứng 4) Thư viện dữ liệu: Thư viện

dữ liệu đóng vai trò quan trọng trong mô phỏng tính toán vật lý và an toàn

lò phản ứng Khi các hệ thống dữ liệu hạt nhân lớn trên thế giới công bố cácphiên bản thư viện dữ liệu hạt nhân mới, các nhà nghiên cứu cần phải đánhgiá lại một cách định lượng chi tiết ảnh hưởng của các thư viện mới lên cáckết quả tính toán có thể có và so sánh mối tương quan giữa các thư viện dữliệu hạt nhân

Các thư viện dữ liệu hạt nhân được cung cấp thông qua thư viện dữliệu của các tổ chức nghiên cứu hạt nhân lớn trên thế giới như ENDF/B (Mỹ),JENDL (Nhật), JEFF (Châu Âu), CENDL (Trung Quốc) và BROND (Nga).Thư viện dữ liệu hạt nhân cung cấp các thông số chi tiết của hàng nghìn cácđồng vị và thường xuyên được cập nhật mới, vì vậy việc xây dựng lên các thưviện này rất phức tạp, và thường được xây dựng với sự kết hợp của nhiều cơquan và tổ chức nghiên cứu hạt nhân lớn trên thế giới Thư viện dữ liệu hạtnhân ENDF/B được xây dựng và phát triển bởi các phòng nghiên cứu hạtnhân của Mỹ, phiên bản đầu tiên được công bố năm 1966, các phiên bản gầnđây hay được sử dụng là ENDF/B-VII.0 (2006) và ENDF/B-VII.1 (2011), vàmới nhất là ENDF/B-VIII.0 được công bố tháng 02/2018

Mục tiêu của nghiên cứu này là nhằm đánh giá ảnh hưởng của thư viện

dữ liệu hạt nhân mới nhất ENDF/B-VIII.0 lên các đặc trưng vật lý của lòphản ứng hạt nhân Đà Lạt Các tính toán tới hạn và đặc trưng tích phân củathanh điều khiển của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt sẽ được thực hiện bằngchương trình tính toán MCNP6 Kết quả tính toán sử dụng thư viện dữ liệuhạt nhân ENDF/B-VIII.0 sẽ được so sánh với các kết quả tính toán sử dụng

phiên bản thư viện dữ liệu hạt nhân trước đó và số liệu thực nghiệm Từ đó

để đánh giá ảnh hưởng của thư viện dữ liệu hạt nhân ENDF/B-VIII.0 lên cáckết quả tính toán cho lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

1.1 Tổng quan về lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu

Lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu đầu tiên được thực hiện ở lò phảnứng Chicago Pile-1 (Hoa Kỳ) năm 1942 Từ đó đến nay, các lò phản ứngnghiên cứu phát triển mạnh mẽ với 223 lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu(trong tổng số 835 LPƯHN nghiên cứu được xây dựng) phân bố trên 53 quốcgia và 27 LPƯHN nghiên cứu đang xây dựng và có kế hoạch xây dựng ở 17quốc gia [54] Các LPƯHN nghiên cứu tuy có công suất nhỏ so với các LPƯHNthương mại, nhưng lại cho nhiệm vụ quan trọng cho nghiên cứu, phát triển,giáo dục và đào tạo Các LPƯHN nghiên cứu được sử dụng để tạo ra nguồnneutron sử dụng trong công nghiệp, y học, nông nghiệp và các lĩnh vực khác.Đồng thời, từ kinh nghiệm hoạt động của các LPƯHN nghiên cứu, những quytrình vận hành an toàn được triển khai và áp dụng đối với LPƯHN công suất

LPƯHN nghiên cứu được thiết kế với nhiều loại công suất khác nhau,hầu hết có công suất nhiệt vận hành dưới 100 MW, có một số lò có thể đạt tớicông suất 250 MW Các LPƯHN nghiên cứu có thiết kế đơn giản, hoạt động

ở nhiệt độ thấp và tiêu tốn ít nhiên liệu hơn so với lò phản ứng công suất.Tuy nhiên, do yêu cầu cần tạo ra nguồn neutron thông lượng cao cho các mụcđích sử dụng nên LPƯHN nghiên cứu thường sử dụng nhiên liệu được làmgiàu cao khoảng 20% wt235U, hoặc có một số lò chưa chuyển đổi vẫn sử dụngnhiên liệu có độ giàu lên đến 90% wt 235U Ngoài ra, nhiều LPƯHN nghiêncứu còn bổ sung thêm các vành phản xạ bằng graphite hoặc beryllium xungquanh vùng hoạt để tạo ra nguồn neutron trong vùng hoạt lớn và tránh rò rỉneutron ra bên ngoài

Các LPƯHN nghiên cứu được thiết kế với nhiều loại khác nhau để tạo

ra các chế độ hoạt động khác nhau về năng lượng hoặc xung ổn định Thiết

kế phổ biến nhất là loại lò kiểu bể (pool – type reactor, 47 lò), loại bồn chứa(tank type, 21 lò), loại TRIGA (36 lò) và một vài thiết kế khác với chất làmchậm bằng nước nặng (12 lò) hoặc graphite.

Các LPƯHN nghiên cứu hiện nay được sử dụng cho nhiều mục đíchkhác nhau trong đó có ba lĩnh vực chính đó là nghiên cứu, đào tạo và ứngdụng hạt nhân Các LPƯHN nghiên cứu được sử dụng với mục đích nghiêncứu và thử nghiệm trong lĩnh vực vật lý hạt nhân, vật lý lò phản ứng cũngnhư nghiên cứu tới các loại vật liệu sử dụng trong lò phản ứng hạt nhân.LPƯHN nghiên cứu được sử dụng để đào tạo cán bộ vận hành cho các lòphản ứng công suất bởi khả năng tiếp cận thực tế vào tất cả các hệ thốngbên trong của lò phản ứng, cũng như mô phỏng các tình huống có thể xảy ratrong quá trình vận hành Điều này không thể thực hiện được khi vận hành ởcác lò phản ứng hạt nhân công suất do chi phí cao cũng như không đảm bảo

an toàn khi thử nghiệm Ngoài ra, theo yêu cầu tất yếu hiện nay là sử dụngLPƯHN nghiên cứu cho các ứng dụng thực tiễn của đời sống Các LPƯHNnghiên cứu được sử dụng cho nhiều ứng dụng như kiểm tra thành phần mẫubằng phân tích kích hoạt neutron (NAA), pha tạp neutron làm thay đổi tínhchất của chất bán dẫn (NTD), tạo ra vật liệu mới bằng kỹ thuật tán xạ vànhiễu xạ neutron, sản xuất đồng vị phóng xạ, dược chất phóng xạ và nguồnphóng xạ kín dùng cho y tế, công nghiệp và nghiên cứu như99mTc, 131I, 125I,

153Sm,90Y,177Lu,192Ir Để nâng cao hiệu quả các ứng dụng thực tiễn trên,các LPƯHN nghiên cứu cần được thiết kế sao cho thông lượng neutron nhiệtcao và vùng chiếu xạ lớn Đối với LPƯHN nghiên cứu với công suất >10 MW,thông lượng neutron nhiệt cần lớn hơn 2,0×1014 n.cm−2.s−1 [15] [29]

1.2 Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

LPƯHN Đà Lạt thuộc loại lò phản ứng nghiên cứu TRIGA Mark IIvới công suất 250 kW được xây dựng bởi công ty General Atomics (Hoa Kỳ)vào năm 1963 Lò phản ứng TRIGA là lò thiết kế kiểu bể bơi, vùng hoạt

Hình 1.1: Mặt cắt dọc Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt [40].

được nhúng hoàn toàn trong bể nước và được làm mát bằng quá trình đốilưu tự nhiên Vào thập niên 80, LPƯHN Đà Lạt được Liên Xô thiết kế vànâng công suất lên 500 kW, sử dụng nhiên liệu VVR-M2 LPƯHN Đà Lạt saukhi nâng công suất vẫn giữ được cấu trúc của lò phản ứng TRIGA Mark II

cũ bao gồm thùng lò, vành phản xạ graphite, các kênh chiếu xạ và cột nhiệtnhư mô tả ở Hình 1.1 và Hình 1.2 Vùng hoạt của lò được đặt trong mộtthùng nhôm, xung quanh được bao bọc bằng vành phản xạ graphite để tăngcường phản xạ và hạn chế rò rỉ neutron ra bên ngoài Vùng hoạt và vànhphản xạ được đặt toàn bộ trong bể lò, sử dụng nước nhẹ làm chất làm chậm

và làm mát Tuy nhiên, vùng hoạt và nhiên liệu đã được thay mới hoàn toàn.Vùng hoạt được tăng cường thêm bẫy neutron, vành phản xạ beryllium đểtăng cường phản xạ neutron, và tăng số thanh điều khiển từ 3 lên 7 thanh.Nhiên liệu được sử dụng là loại VVR-M2 do Liên Xô chế tạo có độ giàu cao

(Highly Enriched Uranium –HEU) U-Al 36 wt% và loại nhiên liệu có độ giàuthấp (Low Enriched Uranium – LEU) UO2 – Al 19,75% Thông lượng neutronnhiệt trung bình trong vùng hoạt khi lò vận hành ở công suất 500kW khoảng

4×1012 n.cm−2.s−1 [40]

Hình 1.2: Sơ đồ mặt cắt ngang Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt [40].

Vùng hoạt của LPƯHN Đà Lạt gồm 121 ô mạng lục giác để chứa cácthanh nhiên liệu, các thanh điều khiển, bẫy neutron, các thanh chèn nhôm,beryllium và các kênh chiếu xạ như mô tả trong Hình 1.3

LPƯHN Đà Lạt vận hành trở lại sau khi được thiết kế và nâng côngsuất vào ngày 20/3/1984 Vùng hoạt sử dụng 88 bó nhiên liệu VVR-M2 độgiàu cao HEU (36%wt 235U) Mỗi tháng lò phản ứng chạy khoảng 100 giờphục vụ cho các hoạt động nghiên cứu, sản xuất đồng vị phóng xạ, phân tíchkích hoạt neutron NAA và đào tạo cán bộ Đến năm 1994, LPƯHN tiến hànhthay đảo nhiên liệu với việc bổ sung 11 bó nhiên liệu HEU mới và điều chỉnh

89 bó nhiên liệu cũ ra ngoài rìa vùng hoạt Do đó, nâng độ dự trữ và duy trìthêm thời gian hoạt động của lò thêm 8 năm Đến năm 2002, 4 bó nhiên liệu

Thanh nhiên liệu TRIGA

Thanh điều khiển Thanh điều khiển bù trừ

Thanh điều khiển tự động

Bó nhiên liệu VVR-M2 Kênh chiếu xạ

Nguồn neutron

Ống trung tâm

Kênh chiếu xạ Beryllium Bẫy neutron

Hình 1.3: Thiết kế vùng hoạt của LPƯHN Đà Lạt cũ (a) và thiết kế hiện nay (b).

mới được thêm vào vùng hoạt, nâng tổng số bó nhiên liệu trong vùng hoạtlên 104 bó

Từ năm 2007 đến năm 2011, LPƯHN Đà Lạt tiến hành chuyển đổinhiên liệu từ loại độ giàu cao HEU (36% wt 235U) sang loại độ giàu thấpLEU (19,75% wt 235U) theo chương trình RERTR (Reduced Enrichment forResearch and Test Reactors) theo thỏa thuận của Nga, Hoa Kỳ và Cơ quanNăng lượng Quốc tế (IAEA) Ngày 30/11/2011, LPƯHN Đà Lạt đạt trạngthái tới hạn lần đầu với vùng hoạt sử dụng nhiên liệu độ giàu thấp LEU(19,75% wt 235U) với 72 BNL Ngày 14/12/2011, cấu hình làm việc với 92BNL LEU được thiết lập và sử dụng ổn định cho tới nay Nhiên liệu VVR-M2loại LEU, độ giàu 19,75 wt%235U hiện đang sử dụng có khối lượng235U trungbình khoảng 49,7 g với thành phần UO2 – Al Về cơ bản, cấu trúc hình họccủa hai loại nhiên liệu HEU và LEU có cùng kích thước, chỉ khác nhau về độdày của phần nhiên liệu tăng lên 0,94mm và vỏ bọc giảm còn 0,78mm

1.3 Mô phỏng lò phản ứng hạt nhân và Thư viện số liệu hạt nhân

Để tìm hiểu các quá trình vật lý phức tạp diễn ra trong vùng hoạt của

lò phản ứng thì các mô hình mô phỏng tính toán là công cụ vô cùng quantrọng Các nghiên cứu thực nghiệm trên lò phản ứng khó thực hiện, tốn kém,hoặc có các thử nghiệm không thể được thực hiện Trong khi đó, các mô hình

mô phỏng tính toán hoàn toàn có thể thực hiện được bằng cách thay đổicác điều kiện đầu vào của từng thí nghiệm mong muốn Chính vì thế, cácchương trình mô phỏng được ứng dụng cho việc tính toán tới hạn lò phảnứng, các nghiên cứu an toàn hạt nhân, tối ưu hóa các thông số vật lý khi hoạtđộng, nghiên cứu và thiết kế lò phản ứng hạt nhân với các công nghệ, vậtliệu mới Hiện nay, có hai phương pháp mô phỏng để tính toán các thông

số vật lý neutron là phương pháp Monte Carlo và phương pháp tất định

Phương pháp Monte Carlo giải phương trình vận chuyển neutron bằngcách sử dụng thống kê kết quả của quá trình gieo hạt ngẫu nhiên Tùy theo xácsuất phản ứng của hạt với vật chất sẽ có những quá trình xảy ra khác nhau.Kết quả của các quá trình sẽ được tập hợp lại để tổng quát hóa sự việc xảy

ra đối với hạt nghiên cứu Phương pháp Monte Carlo có ưu điểm đơn giản, cóthể mô tả hình học vật liệu phức tạp trong lò phản ứng và khả năng tính toánvới thư viện số liệu hạt nhân liên tục Tuy nhiên, phương pháp không tránhkhỏi sai số thống kê trong quá trình tính toán Để giảm được sai số thống kênày, yêu cầu cần tăng số phép gieo ngẫu nhiên, làm cho quá trình tính toánchậm lại hoặc đòi hỏi phải có hệ thống máy tính đủ lớn để thực hiện Nhiềuchương trình tính toán vật lý lò phản ứng bằng phương pháp Monte Carlo đãđược phát triển bởi các phòng thí nghiệm trên thế giới, tiêu biểu như: MCNP– Monte Carlo N-Particle Transport Code (LANL – Mỹ), KENO, TRIPOLI(Pháp), SERPENT (Phần Lan), MVP (Nhật), McCARD

Để thực hiện các tính toán mô phỏng, cần phải cung cấp các thông sốphản ứng của các đồng vị trong vật liệu từ thư viện số liệu hạt nhân Thư

viện số liệu hạt nhân bao gồm các thông số đặc trưng cho hạt nhân: Tiết diệnphản ứng, thời gian sống, chuỗi phân rã, tính chất và năng lượng phân rã của

94 nguyên tố có nguồn gốc tự nhiên với khoảng 290 đồng vị bền và trên 2500đồng vị phóng xạ Các thư viện dữ liệu hạt nhân đã được thực hiện từ nhữngnăm 1960 để cung cấp các dữ liệu hạt nhân đầy đủ và chính xác nhất có thể.Hiện nay, có 5 thư viện hạt nhân chính trên thế giới bao gồm Thư viện đánhgiá dữ liệu hạt nhân (ENDF/B) [16] do Hoa Kỳ phát triển; Thư viện đánhgiá nhiệt hạch và phân hạch chung của châu Âu JEFF[10]; Thư viện đánh giá

dữ liệu hạt nhân của Trung Quốc CENDL[53]; Thư viện đánh giá dữ liệu hạtnhân của Nhật Bản JENDL[31] và Thư viện đánh giá dữ liệu hạt nhân củaNga BROND[6] Thư viện dữ liệu hạt nhân có vai trò quan trọng trong tínhtoán và kỹ thuật thực tế, đặc biệt trong lĩnh vực vật lý hạt nhân nói chung

và vật lý lò phản ứng nói riêng Do vai trò quan trọng như vậy, nên các thưviện dữ liệu hạt nhân thường xuyên được cập nhật các phiên bản mới hơn

Thư viện dữ liệu hạt nhân ENDF/B-VII.1 được phát hành năm 2011gồm các thư viện về các phản ứng của neutron, proton và photon của 423đồng vị với những cải tiến về dữ liệu độ bất định phương sai cho 190 đồng vị,phân tích ma trận R của phản ứng neutron trên hạt nhân nhẹ 3He, 9Be, 6Li,cải thiện tiết diện phản ứng với đồng vị Actinide, đánh giá cấu trúc vật liệuthông qua phân tích cộng hưởng, tái cấu trúc lại dữ liệu về sản phẩm phânhạch đối với neutron nhanh và neutron 14 MeV với Plutonium, và phát triểnthư viện phân rã mới so với phiên bản ENDF/B-VII.0 trước đó Theo thống

kê trên Google Scholar, thư viện ENDF/B-VII.1 đã được sử dụng hơn 1800lần trong các bài báo và tập san khoa học về an toàn hạt nhân, thiết kế lò, ứngdụng trong y học, lý thuyết hạt nhân Mặc dù thư viện ENDF/B-VII.1 đápứng tốt trong các thử nghiệm xác nhận tích hợp (integral validation tests)[7],nhưng cũng cần có những đánh giá chi tiết hơn về các đồng vị quan trọngnhư Actinide Chính vì yêu cầu đó, các phòng thí nghiệm đã hợp tác và pháthành thư viện dữ liệu hạt nhân ENDF/B-VIII.0

Bảng 1.1: Bảng dữ liệu cho các thư viện dữ liệu hạt nhân ENDF/B[16].

ENDF/B-VIII.0 ENDF/B-VII.1 ENDF/B-VII.0

do neutron gây ra (NFY)

Thư viện dữ liệu hạt nhân ENDF/B-VIII.0 được phát hành năm 2018bởi Cross Section Evaluation Working Group (CSEWG) hợp tác với các cơquan năng lượng nguyên tử quốc tế (IAEA), Nhật Bản (JENDL), châu Âu(JEFF) Thư viện được phát hành ở định dạng ENDF truyền thống Thư việnENDF/B-VIII.0 có sự thay đổi lớn so với các thư viện ENDF trước đó baogồm Collaborative International Evaluation Library Organization (CIELO)cho các đồng vị quan trọng (1H, 16O, 56Fe, 235U, 238U, 239Pu) về các tiêuchuẩn neutron sửa đổi (revised neutron standards) và các quá trình tán xạ.Thư viện ENDF/B-VIII.0 cập nhật và mở rộng thư viện phản ứng neutronlên 557 đánh giá (tăng khoảng 32% so với thư viện ENDF/B-VII.1) Các đồng

vị 1H, 16O, 56Fe, 235U, 238U, 239Pu được cập nhật về phổ neutron phân hạchtức thời (PFNS) và phổ gamma phân hạch tức thời (PFGS) Đồng thời cũng

bổ sung các nguyên tố nhẹ như n, 2H, 3H, 10Bo, C (12C, 13C từ natC) ;cấu trúc vật liệu với các nguyên tố có nhiều đồng vị bền trong tự nhiên như

Ca, Fe, Ni, Co, Cu, Hf, W; đất hiếm (Rare earths) Ngoài ra, dữ liệu ACE

tán xạ nhiệt trong thư viện ENDF/B-VIII.0 được đánh giá trong vùng nănglượng liên tục và các dữ liệu tán xạ nhiệt của graphite được chia làm 3 đánhgiá [16] Bảng 1.1, cung cấp thông tin chung của thư viện dữ liệu hạt nhânENDF/B.

Thư viện dữ liệu hạt nhân ENDF/B-VIII.0 được xử lý bằng NJOY21

để phù hợp với định dạng sử dụng cho chương trình MCNP6 Trong nội dungcủa nghiên cứu này chỉ tập trung vào việc đánh giá sự thay đổi của thư viện

dữ liệu hạt nhân mới ENDF/B-VIII.0 so với bản thư viện dữ liệu hạt nhân

cũ ENDF/B-VII.1, đồng thời đối chiếu với kết quả thực nghiệm được đo trênLPƯHN Đà Lạt

1.4 Độ bất định trong tính toán vật lý lò phản ứng

Vùng hoạt của lò phản ứng hạt nhân bao gồm nhiều quá trình vật lýdiễn ra phức tạp Do đó, để tính toán các thông số vùng hoạt của lò phảnứng thường sử dụng các mô hình mô phỏng vật lý để tính toán, thiết kế vàđánh giá an toàn hoạt động Tuy nhiên, khi mô phỏng vùng hoạt lò phản ứng

sẽ có những sai số do chương trình tính toán, mô hình mô phỏng, các số liệuthiết kế, thư viện dữ liệu hạt nhân sử dụng Do đó, để nâng cao độ tin cậycủa kết quả thu được bằng mô phỏng, chúng ta cần phải đảm bảo rằng cáckết quả này phù hợp với các kết quả thực nghiệm Để xác định độ tin cậy củakết quả mô phỏng, quá trình xác minh và xác thực (V&V) của Oberkampf vàTrucano năm 2008 [52] được thực hiện như sau:

ˆ Việc xác minh đảm bảo rằng các mô hình toán học được lập trình chínhxác trong mã máy tính và được giải đúng cách, tập trung chủ yếu vàocác phép tính gần đúng, sai số tùy ý, phần lược bỏ, v.v Các công cụ xácminh đã được tạo ra để so sánh với các phân tích đã biết, các thí nghiệm

có độ chính xác cao của các trường hợp đặc biệt hoặc các trường hợpđược đơn giản hóa

ˆ Việc xác thực đảm bảo rằng mô hình tính toán chính xác về mặt vật lý,

tức là tất cả các quy trình liên quan đều được đưa vào, các phép tươngquan và đơn giản hóa toán học được sử dụng là hợp lệ và phần mềmđược chấp nhận từ kết quả thực tế Mục đích của việc xác thực là đánhgiá kết quá tính toán với số liệu đo được bằng thực nghiệm, đánh giá vàước lượng độ chính xác.

Độ bất định trong tính toán thường được chia làm 2 nhóm: Độ bấtđịnh ngẫu nhiên và Độ bất định về nhận thức (aleatoric and epistemic un-certainties) Độ bất định ngẫu nhiên do các tham số vốn là ngẫu nhiên trongquá trình vật lý, do đó không thể xác định chính xác giá trị của chúng Độbất định về nhận thức do các tham số mà giá trị của chúng thường khôngđược xác định một cách chính xác do thiếu dữ liệu thực nghiệm như độ bấtđịnh của tiết diện phản ứng đối với từng đồng vị trong lò phản ứng Độ bấtđịnh do nhận thức có thể được cải thiện bằng các phép đo tốt hơn, trong khi

độ bất định ngẫu nhiên thì không thể thay đổi do bản chất vốn có của chúng

Do đó, khi phân tích độ bất định, cần phải xác định những yếu tố ngẫu nhiênnày

Các chương trình mô phỏng bằng Monte Carlo hiện được sử dụng rộngrãi để xác định hệ số nhân hiệu dụng kef f của các hệ thống phân hạch nhằmđánh giá mức độ an toàn tới hạn của các hoạt động lò Tuy nhiên, các chươngtrình tính toán sẽ có những sai số nhất định Vì vậy, cần phải đánh giá độ tincậy của kết quả tính toán từ phần mềm và thư viện dữ liệu hạt nhân dùng đểtính toán Theo tiêu chuẩn quốc gia 8.1 và 8.24 của Viện Tiêu chuẩn Quốcgia Hoa Kỳ/Hiệp hội Hạt nhân Hoa Kỳ (ANSI/ANS) yêu cầu các phân tích

an toàn tới hạn hạt nhân xác định thông qua giá trị của hệ số nhân k được dựđoán bởi phần mềm có thể được coi là dưới tới hạn, hay ngưỡng trên dưới tớihạn (Upper Subcritical limit - USL)[8][9] Ngoài ra, trong các tiêu chuẩn antoàn của Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA)[28], việc sử dụng

dự đoán tốt nhất (Best Estimate – BE) với dữ liệu đầu vào thực tế cộng vớiphân tích độ bất định được công nhận là một lựa chọn có thể chấp nhận được

để chứng minh rằng an toàn được đảm bảo với một biên độ thích hợp Kháiniệm hiện đại về biên độ an toàn được trình bày trong Hình 1.4 ở trang 14.

Từ đó cần phải phát triển phương pháp tính toán độ nhạy và độ bất định(S/U) để đánh giá độ tin cậy của kết quả tính toán được từ phần mềm và thưviện dữ liệu hạt nhân Nhiều công cụ tính toán đã được phát triển để phântích độ nhạy và độ bất định (S/U) như MCNP/Whisper, SCALE/Tsunami,COBAYA4, DRAGON Các chương trình này thường chọn các điểm chuẩnthí nghiệm tới hạn có các nguồn sai lệch tính toán tương tự và lý thuyết giátrị cực trị sau đó được sử dụng để xác định biên tính toán phù hợp Các kếtquả phân tích độ nhạy và độ bất định sẽ được sử dụng để cho mục đích điềuchỉnh dữ liệu hạt nhân để đảm bảo biên độ tới hạn phù hợp từ độ bất địnhcủa tiết diện phản ứng hạt nhân

Hình 1.4: Khái niệm biên độ an toàn do IAEA đưa ra[28].

Hiểu biết về độ nhạy và độ bất định trong tính toán vật lý lò là vô cùngquan trọng, phân tích độ nhạy/độ bất định (S/U – sensitivity/uncertainty)được sử dụng để xác nhận độ an toàn tới hạn cho các lò phản ứng bằngphương pháp đa nhóm hoặc Monte Carlo Mục tiêu xác định độ bất địnhtrong tính toán vật lý lò để đánh giá an toàn tới hạn khi yêu cầu phân tíchtính toán thông qua Monte Carlo Việc làm này giúp giảm thiểu vấn đề sửdụng các phiên bản phần mềm tính toán và thư viện dữ liệu hạt nhân khác

1.5 Mục tiêu nghiên cứu

Luận văn được thực hiện trong lĩnh vực vật lý lò phản ứng hướng tớimục tiêu: Tìm hiểu mô hình tính toán vật lý neutron cho LPƯHN Đà Lạtbằng chương trình MCNP6 Từ đó thay đổi các thông số kỹ thuật của lò chocấu hình tính toán vùng hoạt 88 bó nhiên liệu HEU đối với thư viện dữ liệuhạt nhân mới ENDF/B-VIII.0 Các kết quả thu được sẽ được phân tích đểđánh giá ảnh hưởng của thư viện dữ liệu hạt nhân mới ENDF/B-VIII.0 tớimột số đặc trưng vật lý của LPƯHN Đà Lạt bao gồm trạng thái tới hạn vàđặc trưng tích phân của thanh điều khiển tự động AR Ngoài ra, luận văn sẽtính toán và phân tích độ nhạy và độ bất định của một số đồng vị trong 2 thưviện dữ liệu hạt nhân trong việc đánh giá an toàn tới hạn cho lò phản ứng

Luận văn có bố cục 3 chương như sau:

Chương 1: Giới thiệu tổng quan về các lò phản ứng hạt nhân nghiêncứu nói chung và lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt nói riêng, các thư viện dữ liệuhạt nhân sử dụng trong tính toán vật lý lò phản ứng Ngoài ra, vai trò củaphân tích độ nhạy và độ bất định trong tính toán vật lý lò phản ứng cũngđược đưa ra

Chương 2: Trình bày cấu hình vùng hoạt của LPƯHN Đà Lạt được

sử dụng trong tính toán mô phỏng Các bó nhiên liệu độ giàu cao (HEU)loại VVR-M2 và vùng hoạt LPƯHN Đà Lạt sẽ được tính toán bằng chươngtrình MCNP6 Qua đó sẽ tính toán tới hạn và đặc trưng tích phân của thanhđiều khiển tự động với vùng hoạt 88 bó nhiên liệu Tiếp theo, luận văn đưa

ra phương pháp tính toán độ nhạy/độ bất định (S/U) cho các thông số ảnhhưởng đến hệ số nhân hiệu dụng trong lò phản ứng Cuối cùng, các phươngpháp tính toán độ bất định thông qua chương trình MCNP6 sẽ được thựchiện

Chương 3: Trình bày các kết quả của của mô hình tính toán trên haithư viện dữ liệu hạt nhân ENDF/B-VII.1 và ENDF/B-VIII.0 bằng chươngtrình MCNP6 Các kết quả tính toán tới hạn và đặc trưng tích phân củathanh điều khiển tự động AR sẽ được so sánh với các số liệu thực nghiệm đođược Đồng thời, phân tích độ nhạy và độ bất định của một số đồng vị chínhảnh hưởng đến hệ số nhân hiệu dụng đối với LPƯHN Đà Lạt ở hai thư viện

dữ liệu hạt nhân

2.1 Mô phỏng lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt với nhiên liệu HEU sửdụng chương trình MCNP6

2.1.1 Chương trình MCNP6

MCNP (Monte Carlo N-Particle) là chương trình tính toán vận chuyểnbức xạ dựa trên phương pháp Monte Carlo, được xây dựng bởi phòng thínghiệm Los Alamos, Hoa Kỳ từ năm 1977 Chương trình có thể sử dụng để

mô phỏng quá trình vận chuyển hạt bao gồm cả neutron, photon, electrontrong vùng năng lượng rộng từ 10−5 – 2×107 eV (neutron) và 103 – 109 eV(photon và electron) Chương trình MCNP với lợi thế mô tả hình học vật liệuchi tiết có thể xử lý các cấu hình vật liệu ba chiều phức tạp được giới hạntrong các mặt phẳng, mặt trụ, mặt cầu, mặt nón Đồng thời, chương trìnhMCNP cho phép khả năng tính toán với thư viện dữ liệu hạt nhân liên tục.Nhờ đó, MCNP là một trong những chương trình tính toán hạt bằng phươngpháp Monte Carlo được sử dụng phổ biến nhất hiện nay trong ngành vật lýhạt nhân bao gồm thiết kế lò phản ứng, che chắn phóng xạ, phân tích antoàn

Chương trình MCNP yêu cầu một tệp đầu vào chứa các thông tin về:đặc điểm kỹ thuật hình học, mô tả vật liệu, lựa chọn tiết diện phản ứng củacác vật liệu từ các thư viện dữ liệu hạt nhân, vị trí và đặc điểm của nguồnphóng xạ neutron, photon hay electron, và các kết quả muốn thu được (ví

dụ như tính toán hệ số nhân dùng lệnh KCODE, hoặc tính toán thông lượngbằng lệnh (tally) F4) Chương trình mô phỏng quá trình tương tác của hạtvới vật chất với các xác xuất riêng lẻ cho từng phản ứng Các xác suất riêng

lẻ này bao gồm một quá trình mô phỏng tuần tự từ khi hạt được sinh ra,đến khi xảy ra va chạm và mất đi (do hấp thụ, thoát ra ) Như vậy, các hạt

tương tác sẽ được mô phỏng chính xác với những sự kiện thực tế xảy ra Sau

đó, các sự kiện này sẽ được thống kê lại để mô tả hiện tượng tổng thể của cảvấn đề cần quan tâm Tuy nhiên, do chương trình cần mô phỏng lại lịch sửcủa từng hạt riêng lẻ, nên cần thực hiện trên các hệ thống máy tính lớn đểđảm bảo số lượng thử nghiệm cần thiết để mô tả đầy đủ hiện tượng

Mô hình MCNP sử dụng trong nghiên cứu này sử dụng phiên bảnMCNP6 ra đời năm 2013 cùng với thư viện dữ liệu hạt nhân ENDF/B-VII.1.Chương trình MCNP6 là sự kết hợp và phát triển từ 2 mô hình MNCP5 vàMCNPX đã phát hành trước đó MCNP6 có khả năng tính toán vận chuyểncho nhiều loại hạt (neutron và antineutron, photon, electron và positron, muon

âm - dương, proton và phản proton ) và phạm vi năng lượng cũng được mởrộng cho nhiều ứng dụng năng lượng cao có thể đạt đến phạm vi TeV hoặccao hơn MCNP6 có khả năng tính toán độ nhạy của hệ số kef f dựa vào nănglượng liên tục cho các tiết diện phản ứng của các đồng vị, hệ số nhân phânhạchν và phổχ, và phân bố tán xạ thông qua lệnh KSEN Tính toán này rất

có ích để xác định các tiêu chuẩn tới hạn qua việc tính toán định lượng độbất định MCNP6 dựa trên các hàm liền kề để tính toán chính xác các nhiễuloạn cho các bài toán tính hệ số nhân hiệu dụng kef f trong KCODE bằnglệnh KPERT Việc sắp xếp các đường dẫn đến thư viện dữ liệu hạt trong củaMCNP6 cũng được thay đổi để phù hợp với việc lưu trữ nhiều thư viện dữ liệuhạt nhân Đường dẫn chính để đến thư viện hạt nhân vẫn là DATAPATH,trong đó chứa thư mục xdata và xmc Thư mục xdata chứa tất cả thư viện dữliệu hạt nhân đã được xử lý ở định dạng các tệp ACE Thư mục xmc chứa cácthư viện dữ liệu do nhóm phát triển MCNP6 phát hành cho proton, photonmới, electron và các electron kích thích Các thư viện sẽ được đặt tên theođịnh dạng xsdir_mcnp6.1_tên_thư_viện (như xsdir_mcnp6.1_endf-7.1 chothư viện ENDF/B-VII.1) Ngoài ra, rất nhiều các tính năng đã được bổ sungtrong mô hình MCNP6 so với phiên bản MCNP5 trước đó như tạo và đọccác tệp lưới hình học, thông số nguồn, đếm phân hạch đầu tiên, quy luật tán

xạ nhiệt S(α, β) liên tục [23][50] Chương trình MCNP6 phát hành cùngvới thư viện dữ liệu hạt nhân ENDF/B-VII.1 theo đinh dạng ACE, đồng thờicùng với dữ liệu tán xạ nhiệt S(α, β) liên tục và tất cả các dữ liệu cũ được

xử lý qua code NJOY Ngoài ra, người dùng còn có thể sử dụng dữ liệu đầu

ra của MCNP6 để thực hiện tính toán về đánh giá an toàn tới hạn thông quachương trình Whisper

2.1.2 Bó nhiên liệu HEU

Từ sau khi được nâng công suất đến trước năm 2007, nhiên liệu LPƯHN

Đà Lạt sử dụng các bó nhiên liệu HEU độ giàu 36% wt 235U, loại VVR-M2được sản xuất từ Liên Xô Nhiên liệu độ giàu cao HEU tạo ra thông lượngneutron lớn trong vùng hoạt của lò phản ứng, phù hợp với các quá trìnhnghiên cứu và ứng dụng Một bó nhiên liệu gồm 2 thanh nhiên liệu hình trụ

và 1 thanh nhiên liệu hình lục giác đặt đồng trục nhau Chiều dày thanhnhiên liệu là 2,5mm, trong đó phần nhiên liệu (hợp kim nhôm – Uran) nằmgiữa dày 0,7 mm, còn lại 2 bên là 2 lớp nhôm dày 0,9 mm làm vỏ bao bọc

và dẫn nhiệt từ nhiên liệu ra ngoài Trung bình mỗi bó nhiên liệu có 40,2 g

235U Độ rộng khoảng 2,5 – 3cm giữa các lớp thanh nhiên liệu để cho nước

đi qua Chiều dài tổng cộng của một bó nhiên liệu là 865 mm, phần chứanhiên liệu dài 600 mm, hai đầu không chứa nhiên liệu được bọc bằng hợp kimnhôm SAV-1 Hình 2.1 mô tả cấu trúc và mặt cắt của bó nhiên liệu VVR-M2loại HEU Bảng 2.1, mô tả các thông số kỹ thuật của bó nhiên liệu HEU loạiVVR-M2 sử dụng trong LPƯHN Đà Lạt

2.1.3 Vùng hoạt lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

Vùng hoạt LPƯHN Đà Lạt có dạng hình trụ với chiều cao 60 cm, đườngkính 44,2 cm gồm 121 ô mạng lục giác chứa các bó nhiên liệu, thanh điềukhiển, thanh chèn nhôm, beryllium và các kênh chiếu xạ Trung tâm củavùng hoạt có một bẫy neutron đường kính 6,5 cm được bao bọc bởi 6 thanh

Hình 2.1: Mặt cắt bó nhiên liệu VVR-M2 loại HEU [40].

Bảng 2.1: Thông số kỹ thuật bó nhiên liệu LPƯHN Đà Lạt [40].

Khối lượng 235U (g) 40,2Thành phần nhiên liệu U-AlPhần trăm khối lượng (%)

Độ rộng giữa các thanh (mm) 2,5-3Chiều dài tổng cộng BNL 865Chiều dài hiệu dụng BNL 600

beryllium Vùng hoạt được đặt trong một thùng nhôm và được treo lên bằngmột giá đỡ cách đáy thùng lò khoảng 60 cm Phía dưới của vùng hoạt có cơcấu đỡ nhằm loại trừ nguy cơ vùng hoạt bị rơi xuống dưới thấp hơn vùng cókhả năng hấp thụ của thanh điều khiển Hình 1.1 và Hình 2.2 mô tả vị trí củavùng hoạt trong thùng lò của LPƯHN Đà Lạt Bảng 2.2, mô tả các thông số

kỹ thuật chính của LPƯHN Đà Lạt.

Hình 2.2: Mặt cắt ngang bể lò LPƯHN Đà Lạt [40]

Hệ thống điều khiển trong LPƯHN Đà Lạt có 07 thanh được đặt đốixứng trong vùng hoạt bao gồm: 02 thanh an toàn (SR), 04 thanh bù trừ(ShR) và 01 thanh điều khiển tự động (AR) Thanh an toàn được đặt phíatrên vùng hoạt khi lò hoạt động và sẵn sàng được thả rơi khi có sự cố xảy

ra Thanh bù trừ có tác dụng điều chỉnh thô tăng hoặc giảm độ phản ứng dựtrữ của lò và bù trừ sự cháy nhiên liệu, hiệu ứng nhiễm độc, hiệu ứng nhiệt

độ trong quá trình làm việc của lò Thanh điều khiển tự động giúp điềuchỉnh tinh duy trì độ phản ứng, giữ công suất lò ở mức cho trước Các thanh

SR và ShR được làm từ boron carbide (B4C) với mật độ 1,7 g/cm3 và có vỏbọc bằng thép không gỉ Thanh AR được làm hoàn toàn bằng thép không

gỉ Chiều dài hấp thụ của mỗi thanh điều khiển là 650mm, đảm bảo bao phủtoàn bộ chiều cao của vùng hoạt Đường kính của thanh điều khiển, kể cả

Bảng 2.2: Các thông số kỹ thuật chính của LPƯHN Đà Lạt [40].

Chất làm chậm và làm mát Nước nhẹ

Cơ chế tải nhiệt Hai hệ thống nước làm mát

Đường kính bó nhiên liệu 3,2 cm

Số thanh điều khiển 7 (2 an toàn, 4 bù trừ, 1 tự động)Kênh đo neutron 6 (3 đầu dò buồng phân hạch, 3 đầu

dò buồng ion hoá)Kênh chiếu xạ 4 (1 bẫy neutron, 1 kênh ướt, 2 kênh

khô)

tâm)Thông lượng neutron nhiệt

Ở trung tâm bẫy neutron 2,1×1013 n/cm2.s

Thông lượng neutron nhiệt trung bình 4,0×1012 n/cm2.s

phần vật liệu hấp thụ và phần vỏ bọc là 27 mm Tất cả các thanh điều khiểnđược dịch chuyển bên trong các ống nhôm chứa thanh điều khiển Các thanhđiều khiển được làm dài ra phía dưới đáy vùng hoạt được sử dụng làm đốitrọng, gắn với phần dưới đáy thanh điều khiển Hình 2.3 mô tả cấu tạo củathanh điều khiển của LPƯHN Đà Lạt

Ngoài ra, LPƯHN Đà Lạt có các kênh thí nghiệm nằm bên trong vùnghoạt như bẫy neutron, kênh ướt, kênh khô (khí nén) và 40 vị trí chiếu mẫunằm trong mâm quay của vành phản xạ graphite để sản xuất đồng vị phục vụtrong y học, công nghiệp Đồng thời, giống như cấu trúc của các lò TRIGAMark II, LPƯHN Đà Lạt còn có 4 kênh ngang thí nghiệm, trong đó có 3 kênh

Hình 2.3: Thanh điều khiển bằng thép không gỉ và boron carbide (B4C) của LPƯHN

Đà Lạt [40].

xuyên tâm và một kênh tiếp tuyến

Cấu trúc hình học phức tạp của LPƯHN Đà Lạt làm cho việc mô phỏng

lò trở nên khó khăn Do đó, trong quá trình mô phỏng cần phải sử dụng một

số phép đồng nhất và đơn giản hóa hình học các vật liệu bên ngoài vùng hoạtsao cho không ảnh hưởng đến các đặc trưng vật lý của vùng hoạt

Hình 2.4: Mô hình MCNP cho LPƯHN Đà Lạt.

Mô hình tính toán của LPƯHN Đà Lạt sử dụng chương trình MCNP6được đồng nhất một số chi tiết: thanh chèn nhôm và beryllium, phần đầu

của bó nhiên liệu, kênh ướt, kênh khô Cấu hình vùng hoạt được mô tả trongMCNP6 tương tự cấu hình thực tế theo Hình 2.4 Mô hình từ tâm vùng hoạt

ra tới thùng lò với đường kính 198 cm gồm vùng hoạt, vành phản xạ graphite,các kênh ngang, kênh dọc và cột nhiệt Chiều cao tính toán là 184,5 cm đảmbảo mô tả hết vùng hoạt động các thanh điều khiển khi được rút lên trênkhỏi vùng hoạt (65 cm), khi nhúng hoàn toàn trong vùng hoạt (65 cm) vàphần đuôi nhôm phía dưới bù trừ (54,5 cm) Lệnh KCODE được sử dụng

để tính toán hệ số nhân hiệu dụng Giá trị hệ số kef f được tính toán dựatrên tính toán của ba ước lượng: kef f va chạm (collision-based), kef f hấp thụ(absorption based) và kef f theo dõi đường đi (track length based) Mỗi cấuhình chạy 250 chu kỳ với 50 chu kỳ đầu được bỏ qua với số hạt gieo là 106neutron đảm bảo sai số thống kê khoảng 0,006% Thực hiện mô phỏng tínhtoán LPƯHN Đà Lạt sử dụng chương trình MCNP6 với thư viện dữ liệu hạtnhân ENDF/B-VII.1 và ENDF/B-VIII.0

2.1.4 Các trạng thái tới hạn của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt với

nhiên liệu HEU

Trong quá trình khởi động LPƯHN Đà Lạt có rất nhiều cấu hình tới hạnđược khảo sát với số lượng bó nhiên liệu và vị trí các thanh điều khiển khácnhau LPƯHN Đà Lạt đạt tới hạn theo cấu hình không có bẫy neutron ngày1/11/1983 với 69 bó nhiên liệu [45] Để thực hiện cấu hình có bẫy neutron,nhiều hệ thống công nghệ đã được bổ sung thêm gồm Hệ thống nước tuầnhoàn vòng 1 và vòng 2, Hệ thống đo kiểm tra, Hệ thống điện LPƯHN ĐàLạt đạt tới hạn theo cấu hình có bẫy neutron với 72, 74, 83, 86, 88 bó nhiênliệu Với các cấu hình tới hạn 72, 74, 83, 86 bó nhiên liệu, các thanh điều khiển

tự động (AR) làm bằng boron carbide nên độ hiệu dụng lớn lên đến 0,86$,trong khi các thanh bù trừ ShR và thanh an toàn SR có độ phản ứng khoảng1,96$ đến 2,48$ nhỏ hơn so với thiết kế cỡ 4$ Với việc thay đổi vật liệu thanhđiều khiển tự động (AR) từ boron carbide sang thép không gỉ, LPƯHN Đà

Lạt đã đạt tới hạn với cấu hình 88 bó nhiên liệu, 18 thanh Berillium và độhiệu dụng bằng 0,58$ Cấu hình 88 bó nhiên liệu này là cấu hình làm việc

ổn định của LPƯHN Đà Lạt Do đó trong luận văn này sẽ tính toán tới hạntheo mô hình này để kiểm chứng mô hình tính toán như Hình 2.5 Bảng 2.3,trình bày chi tiết các thông tin về vị trí các thanh điều khiển bù trừ ShR vàthanh điều khiển tự động AR

Bảng 2.3: Cấu hình vùng hoạt tới hạn thực nghiệm với 88 bó nhiên liệu [19].

TT. Vị trí thanh điều khiển (cm)

2.1.5 Tính toán đặc trưng tích phân của thanh điều khiển tự động

Đặc trưng tích phân của một thanh điều khiển là sự phụ thuộc của độphản ứng hiệu dụng vào vị trí của các thanh điều khiển trong vùng hoạt Độhiệu dụng của thanh là độ phản ứng khi thanh điều khiển được nhúng hoàntoàn vào vùng hoạt của lò phản ứng

Hình 2.5: Cấu hình vùng hoạt 88 bó nhiên liệu dùng để tính toán

Thực nghiệm đo đặc trưng tích phân của thanh điều khiển tự động(AR) sử dụng phương pháp chu kỳ tiệm cận Phương pháp này dựa trên mốiliên hệ giữa độ phản ứng dương để lại sau mỗi lần rút thanh điều khiển rakhỏi lò và chu kỳ lò Chu kỳ lò T được tính từ chu kỳ nhân đôi công suất T2:

Xác định đặc trưng tích phân của thanh điều khiển bằng chương trình

mô phỏng MCNP6 cũng thực hiện tương tự với quá trình đo thực nghiệm.Đầu tiên, vùng hoạt đạt tới hạn ở công suất rất nhỏ để giảm ảnh hưởng củanhiệt độ với thanh điều khiển tự động AR được nhúng hoàn toàn trong vùnghoạt Các thanh bù trừ khác sẽ ở vị trí xác định để đảm bảo lò đạt tới hạn.Chạy chương trình MCNP6 sẽ thu được giá trị kef f của cấu hình tới hạn này.Sau đó, thanh điều khiển tự động AR sẽ được kéo dần lên trong vùng hoạt tớicác vị trí khảo sát, giá trị kef f tính toán sẽ được ghi lại Độ phản ứng dươngđưa vào trong đoạn này sẽ được tính toán theo công thức (2.3)

Sau đó, các thanh bù trừ (ShR) sẽ được nhúng xuống để thiết lập trạngthái tới hạn ở vị trí mới và thực hiện tính toán lặp lại cho đến khi thanh điềukhiển tự động AR được rút hoàn toàn ra khỏi vùng hoạt Giá trị đặc trưngtích phân của thanh điều khiển tự động sẽ được tính toán theo công thức(2.4)

Trong luận văn này sẽ khảo sát đặc trưng tích phân của thanh điềukhiển tự động AR với cấu hình vùng hoạt 88 bó nhiên liệu Vùng hoạt 88 bónhiên liệu với thanh điều khiển làm bằng thép không gỉ là cấu hình làm việc

ổn định của lò phản ứng Đà Lạt Đặc trưng tích phân của thanh điều khiểnlúc này sẽ giảm khoảng một nửa so với các cấu hình thanh điều khiển tự độnglàm bằng boron carbide [45] Ngoài ra, đặc trưng tích phân của thanh điềukhiển tự động AR sẽ khác nhau tùy thuộc vào vị trí chèn của thanh bù trừtrong vùng hoạt do ảnh hưởng của hiệu ứng giao thoa giữa các thanh điều

khiển với nhau Do đó, vùng hoạt 88 bó nhiên liệu sẽ được khảo sát trongbảy trường hợp được kí hiệu 88.1 đến 88.7 Các trường hợp khảo sát sẽ đượcchia làm 3 nhóm tùy thuộc vào vị trí của các thanh bù trừ trong vùng hoạt.

Ở nhóm đầu tiên, các thanh bù trừ ShR1 và ShR4 được nhúng cố định hoàntoàn trong vùng hoạt, còn thanh bù trừ ShR1 và ShR3 được tùy chỉnh để đạttới hạn ứng với từng vị trí của thanh điều khiển tự động AR Ở nhóm thứhai, các thanh bù trừ ShR2 và ShR3 được nhúng cố định hoàn toàn trongvùng hoạt Ở nhóm cuối cùng, 4 thanh bù trừ ShR1, 2, 3, 4 được nhúng trongvùng hoạt với các vị trí đồng nhất Bảng 2.4, mô tả vị trí của các thanh bùtrừ ShR1, 2, 3, 4 trong vùng hoạt trong quá trình khảo sát đặc trưng tíchphân của thanh điều khiển tự động AR

Bảng 2.4: Ba nhóm khảo sát đặc trưng thanh AR phụ thuộc vào vị trí các thanh bù trừ.

Nhóm Vị trí thanh bù trừ trong vùng hoạt (cm)

Các phương pháp phân tích độ nhạy/độ bất định có thể được sử dụng

để chứng minh rằng các hệ thống hạt nhân có các đặc tính vật lý tương tự,bao gồm thành phần vật chất, hình học và phổ thông lượng neutron, thể hiện

độ nhạy tương tự của hệ số nhân hiệu dụng, kef f, đối với sự thay đổi tiết diệnphản ứng phụ thuộc năng lượng và loại phản ứng Việc đánh giá các điểmtương đồng của hệ thống và phương sai do độ bất định của tiết diện trong