MỘT SỐ KIẾN THỨC CƠ SỞ VẬT LÍ HẠN NHÂN

Reactor Physics Basics Statics Nuclear Reactions Transport / Diffusion Equation Fission/C hain Reaction … 1-speed diffusion/ Multigroup Cell/Core Calculation Kinetics Reactor Kinetics Depletion FP Poisoning Dynamics Feedback Heat Removal/T hermal Hydraulics Accident Analysis Radiation Protection Radiation Shielding NPP/PWR ,BWR … Reactor Physics Course for JTC Basics Neutron Diffusion and Moderation Nuclear Reactor Theory Mô tô số kiến thức sở Điểm lại môôt số kiến thức về Vâôt Lý hạt Nhân Sách tham khảo: Chương 3,4 “Introduction to Nuclear Engineering”, của J Lamarsh Nôôi dung      Các tương tác của neutron Tiết diêôn vi mô tốc đôô phản ứng Sự suy giảm dòng neutron Phản ứng phân hạch dây chuyền Các hệ thống nhà máy điện hạt nhân Các tương tác của neutron (1) • Neutron trung hòa về điêôn chúng không bị ảnh hưởng các điêôn tử cũng điêôn tích dương của hạt nhân Vì thế neutron có thể qua đám mây điêôn tử của nguyên tử tương tác trực tiếp với hạt nhân Neutron interactions Phân loại tương tác của neutron với vâôt chất (2) Neutron interaction Scattering Elastic Inelastic (Đàn hồi) (Không Đàn hồi) Absorptio n Fission Capture (n, γ) Neutron Multipl (n,2n) (n,3n)… (n,p) (n, α) Các tương tác của neutron (3) Tán xạ đàn hồi • Đôông được bảo toàn X X • Neutron tới bị làm châôm tán xạ đàn hồi Môôt phần đôông của chúng truyền cho hạt nhân bia Các tương tác của neutron (4) Giảm lượng các va chạm tán xạ đàn hồi – Sự làm châ âm • Tán xạ lên hạt nhân năông (235U) • Tán xạ lên hạt nhân nhẹ (1H) Giảm lượng rất ít Mất lượng lớn: chất làm châôm tốt Các tương tác của neutron (5) Trong nhiều trường hợp tính toán lò phản ứng, đăôc biêôt liên quan đến làm châôm neutron, sẽ rất tiêôn lợi mô tả các va chạm neutron dưới dạng lethargy (u) u = ln(EM/E), Trong đó EM lượng cao nhất của neutron hêô Ở lượng cao lethargy của môôt neutron thấp; nó bị làm châôm E giảm thì lethargy của nó tăng Các tương tác của neutron (6) Thay đổi lethargy trung bình môôt va chạm đàn hồic lâôp với lượng neutron tới, kí hiêôu ξ đôô (1 − A)  A +  ξ = 1− ln  2A  A −1 Ngoại trừ A nhỏ ta có xấp xỉ sau ξ≈ A + 23 ∆u Phản ứng phân hạch dây chuyền (1) Phản ứng phân hạch dây chuyền (2) Hệ số nhân (multiplicaton factor) number of neutrons in generation n k≡ number of neutrons in generation n - k1 dưới tới hạn (subcritical) tới hạn (critical) tới hạn (supercritical) Có định nghĩa khác rate of neutron production P(t) k≡ ≡ rate of neutron loss L(t) Phản ứng phân hạch dây chuyền (3) Thời gian sống của neutron ≡ total neutron population n(t) ≡ rate of neutron loss L(t) dn (k - 1) = P(t) - L(t) = (k - 1)L(t) = n(t) dt  Nghiệm: n(t) = n e  k -1   t    t = n 0e , T  T= ≡ period k -1 Phản ứng phân hạch dây chuyền (4) k ∞ = εηfp Công thức thừa số ε ≡ the fast fission factor = total number of fission neutrons (fast and thermal) number from thermal neutrons average number of neutrons produced η= number of neutrons absorbed in fuel Σ fuel f ≡ the thermal utilization = fuel a mod Σa + Σa p ≡ the resonance escape probability Phản ứng phân hạch dây chuyền (5) • Công thức thừa số mối quan hệ với thời gian sống của neutron fuel (1-σ f/σ a) (η=νσ f/σ a) Phản ứng phân hạch dây chuyền (6) Chuyển hóa nhiên liệu và tái sinh: Uran thiên nhiên chứa đến 99,3%U-238 Hầu hết các LPƯ nghiên cứu dùng loại nhiên liệu độ giàu [...]... (1) Giả sử có một bia dày có độ dày X đặt trên một chùm neutron đến từ một hướng và một detector neutron đặt sau bia một khoảng như trong hình vẽ Scattered neutrons Incident neutrons Uncollided neutrons Target Detector Sự suy giảm dòng neutron (2) Gọi I(x) là cường độ dòng neutron không va chạm sau khi xuyên qua một khoảng cách x vào trong bia và sau đó đi tiếp thêm một khoảng dx... độ hạt nhân với Σ = σ × N là tiết diện vĩ mô (Macroscopic Cross Section (unit: cm-1), phụ thuộc vào năng lượng các neutron tới Tiết diện vĩ mô và tốc độ phản ứng theo thể tích (2) Để ý một hỗn hợp các nhân có mật độ Ni Tốc độ phản ứng trong đơn vị thể tích đối với mỗi hạt nhân loại i là: Thay cường độ bằng thông lượng Tốc độ phản ứng tổng (của các hạt nhân) trong... động năng của neutron Tốc độ phản ứng trên mỗi hạt nhân Tốc độ phản ứng phụ thuộc vào năng lượng (vận vốc) của các neutron tới Tiết diện vi mô và tốc độ phản ứng (6) Tiết diện phân hạch và tiết diện bắt neutron của 235 U and 238U Tiết diện vĩ mô và tốc độ phản ứng theo thể tích (1) Để ý một mảnh vật chất nhỏ đặt trên một chùm các neutron đơn năng Gọi F là mật độ va chạm... neutron sẽ va chạm khi di chuyển trong m/ trường x/s một neutron đi qua x mà không chịu va chạm nào Σt I ( x) = e −Σt x I0 Khoảng cách trung bình mà một neutron di chuyển giữa các va chạm gọi là quảng đường tự do trung bình (mean free path) 1 λ= Σt Phản ứng phân hạch dây chuyền (1) Phản ứng phân hạch dây chuyền (2) Hệ số nhân (multiplicaton factor) number of neutrons in generation... neutron tương tác với các hạt nhân được mô tả bởi tiết diê ân (cross sections) Giả sử có môôt chùm các neutron đơn năng va chạm vào môôt bia mỏng có đôô dày X và diêôn tích A Nếu có n neutrons trên mỗi cm3 và v là tốc đôô của neutron thì cường đô â (intensity) của chùm là I = nv Target v Tiết diêôn vi mô và tốc đôô phản ứng (3) Để ý môôt hạt nhân riêng rẽ Tiết diện vi mô... ... được mô tả tiết diê ân (cross sections) Giả sử co môôt chùm các neutron đơn va chạm vào môôt bia mỏng co đôô dày X diêôn tích A Nếu co n neutrons mỗi cm3 v tốc đôô của neutron thì... dòng neutron (1) Giả sử co bia dày co độ dày X đặt chùm neutron đến từ hướng detector neutron đặt sau bia khoảng hình vẽ Scattered neutrons Incident neutrons Uncollided neutrons Target... biến vũ khí hạt nhân, co n các lò lượng nhiên liệu thường chứa 95%U-238 U-238 co cộng hưởng lớn nên hấp thụ neutron mạnh nó không hoàn toàn lãng phí mà co thể chuyển hóa thành