nghiên cứu lò phản ứng Tomari số 3 – được thiết kế bởi Tập Đoàn Công Nghiệp Nặng Mitsubishi của Nhật Bản

Ngày nay, nhu cầu về năng lượng điện ngày càng tăng cao, đặc biệt là ở các nước đang phát triển. Khi trữ lượng than đá đang ngày càng cạn kiệt, ô nhiễm nguồn sinh thái dưới nước do các nhà máy thủy điện, hiệu ứng nhà kính gây nóng lên toàn cầu do phát thải CO2 từ các nhà máy nhiệt điện,… thì điện hạt nhân đã trở thành một hướng đi mới. Theo một kết quả nghiên cứu mới đây đã được công bố trên tạp chí Khoa học và Công nghệ Môi trường của Hội Hóa học Mỹ, việc sử dụng điện hạt nhân trên toàn cầu đã cứu sống khoảng 1,8 triệu người khỏi cái chết liên quan tới ô nhiễm không khí và tránh được sự phát thải khoảng 64 tỷ tấn khí thải gây hiệu ứng nhà kính từ việc sử dụng than đá. Điện hạt nhân có tiềm năng rất lớn giúp khống chế sự biến đổi khí hậu toàn cầu và cả bệnh tật, chết chóc liên quan tới ô nhiễm không khí. Chính vì vậy điện hạt nhân là một lựa chọn sáng suốt.Việt Nam hiện đã ký hợp đồng xây dựng nhà máy điện đầu tiên Ninh Thuận 1 với sự giúp đỡ của Nga. Theo dự kiến, thiết kế kỹ thuật cho Ninh Thuận 1 sẽ bắt đầu vào năm 2014. Tới năm 2016 việc chuẩn bị các văn bản vận hành chi tiết sẽ được tiến hành một khi thiết kế hoàn tất. Việc đổ móng cho công trình nhà máy dự kiến sẽ diễn ra vào thời điểm năm 20172018 và có thể đi vào hoạt động từ năm 20232024. Việc tìm hiểu kỹ thuật và nghiên cứu về nhà máy điện hạt nhân cần được đào tạo bài bản, quy củ và gấp rút trong giai đoạn này. Nhiệm vụ của các kỹ sư hạt nhân trong tương lai là rất quan trọng. Các nhà khoa học hiện nay đang không ngừng tìm kiếm và phát triển các biện pháp kỹ thuật cùng các phương pháp tính toán nhằm thiết kế và vận hành một cách hiệu quả nhà máy điện hạt nhân. Một hướng đi của các nhà khoa học hiện nay là phát triển các chương trình mô phỏng tính toán cháy (burnup calculation) nhằm đảm bảo an toàn trong suốt quá trình vận hành, đồng thời quản lý nhiên liệu một cách hiệu quả. Nhận thấy đây là một vấn đề rất mới mẻ nên tôi đã chọn làm hướng nghiên cứu trong đồ án tốt nghiệp.

LỜI CẢM ƠN Để việc hoàn thành đồ án tốt nghiệp cách thuận lợi thành công, xin trân trọng gửi lời cảm ơn tới Thạc sĩ Trần Thùy Dương thuộc Viện Kỹ thuật Hạt nhân Vật lý môi trường – Trường Đại học Bách Khoa Hà Nội, người tận tình giúp tơi có hướng nghiên cứu đắn giải vấn đề nảy sinh trình làm đồ án Bên cạnh tơi xin gửi lời cảm ơn tới thầy cô Viện Kỹ thuật Hạt nhân Vật lý môi trường cho nhiều ý kiến góp ý q báu Tơi xin gửi lời cảm ơn tới bạn lớp K54 ln bên cạnh tôi, động viên lúc gặp khó khăn q trình làm đồ án MỤC LỤC Danh mục ký hiệu, chữ viết tắt Danh mục bảng biểu Danh mục hình vẽ, đồ thị Ngày nay, nhu cầu lượng điện ngày tăng cao, đặc biệt nước phát triển Khi trữ lượng than đá ngày cạn kiệt, ô nhiễm nguồn sinh thái nước nhà máy thủy điện, hiệu ứng nhà kính gây nóng lên tồn cầu phát thải CO2 từ nhà máy nhiệt điện,… điện hạt nhân trở thành hướng Theo kết nghiên cứu công bố tạp chí Khoa học Cơng nghệ Mơi trường Hội Hóa học Mỹ, việc sử dụng điện hạt nhân toàn cầu cứu sống khoảng 1,8 triệu người khỏi chết liên quan tới ô nhiễm không khí tránh phát thải khoảng 64 tỷ khí thải gây hiệu ứng nhà kính từ việc sử dụng than đá Điện hạt nhân có tiềm lớn giúp khống chế biến đổi khí hậu tồn cầu bệnh tật, chết chóc liên quan tới nhiễm khơng khí Chính điện hạt nhân lựa chọn sáng suốt Việt Nam ký hợp đồng xây dựng nhà máy điện Ninh Thuận với giúp đỡ Nga Theo dự kiến, thiết kế kỹ thuật cho Ninh Thuận bắt đầu vào năm 2014 Tới năm 2016 việc chuẩn bị văn vận hành chi tiết tiến hành thiết kế hoàn tất Việc đổ móng cho cơng trình nhà máy dự kiến diễn vào thời điểm năm 2017-2018 vào hoạt động từ năm 2023-2024 Việc tìm hiểu kỹ thuật nghiên cứu nhà máy điện hạt nhân cần đào tạo bản, quy củ gấp rút giai đoạn Nhiệm vụ kỹ sư hạt nhân tương lai quan trọng Các nhà khoa học không ngừng tìm kiếm phát triển biện pháp kỹ thuật phương pháp tính tốn nhằm thiết kế vận hành cách hiệu nhà máy điện hạt nhân Một hướng nhà khoa học phát triển chương trình mơ tính tốn cháy (burn-up calculation) nhằm đảm bảo an tồn suốt trình vận hành, đồng thời quản lý nhiên liệu cách hiệu Nhận thấy vấn đề mẻ nên chọn làm hướng nghiên cứu đồ án tốt nghiệp Trong đồ án tốt nghiệp, chọn đối tượng nghiên cứu lò phản ứng Tomari số – thiết kế Tập Đồn Cơng Nghiệp Nặng Mitsubishi Nhật Bản Lò Tomari sử dụng cơng nghệ nước áp lực, công suất điện 2660 MWt, công suất điện 912 MWe, vòng tải nhiệt Các nhiệm vụ đồ án là: Xây dựng code tính toán cháy đơn giản sử dụng phương pháp Runge-Kutta nhằm tính tốn thay đổi thành phần vật liệu nhiên liệu q trình lò vận hành Mơ tồn vùng hoạt lò Tomari số sử dụng chương trình MCNP5 nhằm tính tốn hệ số nhân keff phân bố thông lượng nơtron Kết hợp chương trình tính tốn số thơng số lò Tomari Cụ thể, tơi tính tốn nồng độ axit boric cần pha lỗng vào chất làm chậm theo thời gian suốt chu trình vận hành nhà máy so sánh với đồ thị thực tế Thứ hai, đưa phân bố thông lượng nơtron theo chiều ngang số thời điểm nhằm theo dõi trình cháy, xác định vị trí bó cháy nhiều nhất, từ đưa dự đoán hợp lý thay đảo nhiên liệu chu trình kết tiếp NỘI DUNG CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN VỀ TÍNH TỐN CHÁY NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN KẾT HỢP GIỮA TÍNH TỐN CHÁY VÀ MCNP5 Tính tốn cháy (burnup calculation) nhiên liệu hạt nhân tính lượng sản sinh đơn vị khối lượng nhiên liệu q trình lò hoạt động, thường sử dụng đơn vị MWd/tU (Megawatt ngày Uranium) Tính tốn cháy hiểu tính tốn suy giảm (depletion calculation) mức độ làm giàu nhiên liệu Khi nhiên liệu bị chiếu xạ, phần lớn phân hạch xảy với 235 235 U, làm nồng độ U giảm dần q trình lò hoạt động Đồng thời, hạt nhân khác Pu-239, Pu-240, Pu-241 sản phẩm phân hạch khác tích tụ theo thời gian Các chương trình tính tốn cháy phát triển sử dụng ngành công nghiệp hạt nhân từ tính tốn số đời Bằng cách sử dụng chương trình tính tốn cháy (hay suy giảm) nhiên liệu, kết hợp với chương trình MCNP5 mơ q trình vận chuyển nơtron, ta mơ tả tương đối xác thay đổi thành phần vật liệu phân bố nơtron phụ thuộc thời gian q trình lò hoạt động Từ tăng hiệu quản lý nhiên liệu thiết kế lò phản ứng 1.1 Phân rã biến đổi hạt nhân Phương trình Bateman Vùng hoạt lò phản ứng nơi trì phản ứng phân hạch hạt nhân Các nơtron sinh từ phân hạch có lượng từ – 10 MeV Các nơtron tương tác với vật liệu lò theo hai cách: tán xạ dần lượng phản ứng hạt nhân Một số vật liệu hấp thụ nơtron tạo thành đồng vị phóng xạ phát xạ alpha, beta, gamma Phản ứng gọi kích hoạt nơtron thường ứng dụng để tạo đồng vị phóng xạ dùng chữa bệnh, ví dụ 59Co(n,γ)60Co Các q trình phân rã biến đổi hạt nhân vùng hoạt lò phản ứng phức tạp Sau tìm cách xây dựng phương trình mơ tả q trình nhằm giải tốn tính toán cháy nhiên liệu hạt nhân 1.1.1 Phân rã biến đổi hạt nhân Một số hạt nhân không bền, có tính phóng xạ, chúng phân rã thành hạt nhân khác theo thời gian Sản phẩm sinh khơng bền tiếp tục phân rã, chúng tạo thành chuỗi phân rã Một số hạt nhân có nhiều loại phân rã, tạo thành hạt nhân khác Chuỗi phân rã kiểu tạo thành “nhánh” khác Các loại phân rã khác đặc trưng số phân rã riêng λ i,k, với ý nghĩa tốc độ phân rã hạt nhân i ứng với loại phân rã k: Ri ,k = λi ,k xi (1.1) xi mật độ nguyên tử hạt nhân phân rã Hằng số phân rã có tính cộng được, tổng tất số phân rã gọi số phân rã tổng λi = ∑ k λi , k Thường số phân rã tổng, gọi đơn giản số phân rã, sử dụng thay cho số phân rã riêng Khi người ta thêm vào hệ số bi , k = λi , k / λi , gọi tỉ số phân nhánh, định nghĩa tỉ lệ phần trăm loại phân rã riêng Khi đó: Ri ,k = bi ,k λi xi (1.2) Tỉ số phân nhánh hiểu phần trăm phân rã hạt nhân i tạo hạt nhân j, viết bi,j Tổng hệ số phân nhánh đến từ hạt nhân đơn lẻ lớn phản ứng, cụ thể phân rã alpha, tạo hai hạt nhân phân hạch tự nhiên tạo tới ba hạt nhân Cùng với phân rã tự nhiên, hạt nhân tương tác với nơtron theo nhiều cách khiến chúng bị biến đổi thành hạt nhân khác Các tương tác với loại hạt khác với tia gamma gây phản ứng tương tự, chúng quan trọng tính tốn cháy lò phản ứng thường bỏ qua Trong phân rã ln hướng trạng thái có mức lượng thấp hơn, biến đổi hạt nhân lại di chuyển hướng có mức lượng cao lượng liên kết động phản ứng hạt nhân Kết hợp phân rã biến đổi hạt nhân tạo thành mạng lưới phức tạp, ví dụ hình đây: Hình 1.1: Mạng lưới phân rã biến đổi hạt nhân thorium nhiên liệu hạt nhân bị chiếu xạ Tốc độ tương tác với nơtron đặc trưng tiết diện phản ứng σi,k(E) phụ thuộc vào lượng Tốc độ phản ứng k ứng với hạt nhân i có mật độ nguyên tử r r xi( r ) gây tương tác với nơtron lượng E vị trí r là: r r r Ri ,k (r , E ) = xi ( r )σ i ,k ( E )φ (r , E ) (1.3) r r φ ( r , E ) thông lượng nơtron với lượng E vị trí r Tổng tốc độ phản ứng thu cách tích phân qua tất mức lượng Sự phụ thuộc không gian cần rời rạc hóa nhằm giải phương pháp số Điều có thực cách chia hình học thành thể tích thích hợp mà thông lượng nơtron đồng (chẳng hạn lấy trung bình) mật độ nguyên tử coi số Tốc độ phản ứng vĩ mơ trung bình thể tích tính sau: V x = i V Ri , k = ∫∫ ∞ ∫∫ ∞ V V 0 r Ri ,k (r , E )dEdV r σ i ,k ( E )φ (r , E ) dEdV r ∞  σ ( E ) φ ( r , E ) dEdV   r ∞ i ,k ∫  V ∫0  ÷ = xi φ ( r , E ) dEdV ÷ r  ∞ ∫ ∫  ÷ ÷1V4 V4 044 4 43 ∫V 4∫0 4φ4(r2, E4) dEdV 1 4 4 43  φ σ i ,k = xiσ i ,kφ = xi ri ,k (1.4) ϕ thơng lượng nhóm đồng nhất, σi,k ri,k tiết diện tốc độ phản ứng vi mô nhóm đồng Đây thơng số quan trọng tính tốn cháy Có thể thấy tốc độ phản ứng vĩ mơ (Ct 3.4) có dạng giống với tốc độ phân rã tự nhiên (Ct 3.1) ta coi tốc độ phản ứng vi mô số phân rã riêng cho phản ứng k Điều cho phép phương trình phân rã biến đổi hạt nhân giải với cách nhờ đưa định nghĩa “hằng số phân rã hiệu dụng”: λieff = λi + φ ∑ σ i ,k k (1.5) tỉ số phân nhánh hiệu dụng hạt nhân: bieff, j = bi , j λi + ∑ k yi , j ,kσ i , kφ λieff (1.6) yi,j,k số lượng trung bình hạt nhân j sinh phản ứng k hạt nhân i 1.1.2 Phương trình Bateman Sử dụng số phân rã tỉ số phân nhánh hiệu dụng, phương trình phân rã biến đổi hạt nhân N hạt nhân khác thể tích khép kín viết sau: 10 C fuel rod U02 1.6% 270 like but mat=44 u=54 tmp=4.998E-8 imp:n=1 271 like but u=54 tmp=4.998E-8 imp:n=1 272 like but u=54 tmp=4.998E-8 imp:n=1 273 like but u=54 tmp=4.998E-8 imp:n=1 274 like but u=54 tmp=4.998E-8 imp:n=1 96 14 -0.7187 47 -48 49 -50 45 -46 fill=87 tmp=4.998E-8 imp:n=1 u=137 1031 14 -0.7187 #50 u=137 tmp=4.998E-8 imp:n=1 97 14 -0.7187 41 -42 43 -44 lat=1 imp:n=1 u=87 fill=-8:8 -8:8 0:0& 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 & 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 54 C (1_8) C fuel rod U02 1.6% 92 275 like but mat=45 u=55 tmp=4.998E-8 imp:n=1 276 like but u=55 tmp=4.998E-8 imp:n=1 277 like but u=55 tmp=4.998E-8 imp:n=1 278 like but u=55 tmp=4.998E-8 imp:n=1 279 like but u=55 tmp=4.998E-8 imp:n=1 98 14 -0.7187 47 -48 49 -50 45 -46 fill=88 tmp=4.998E-8 imp:n=1 u=138 1032 14 -0.7187 #50 u=138 tmp=4.998E-8 imp:n=1 99 14 -0.7187 41 -42 43 -44 lat=1 imp:n=1 u=88 fill=-8:8 -8:8 0:0& 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 & 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 55 C ==================================== C ALL THE CORE PWR 100 14 -0.7187 ((-66 68 -106 107):(-68 70 -104 105):(-70 72 -102 103):& 93 (-72 74 -100 101):(-74 76 -98 99):(-76 77 -96 97):& (-77 75 -98 99):(-75 73 -100 101):(-73 71 -102 103):& (-71 69 -104 105):(-69 67 -106 107)) -61 62 fill=222 tmp=4.998E-8 imp:n=1 101 10 -8.00 ((-660 680 -1060 1070):(-680 700 -1040 1050):& (-700 720 -1020 1030):(-720 740 -1000 1010):& (-740 760 -980 990):(-760 770 -960 970):& (-770 750 -980 990):(-750 730 -1000 1010):(-730 710 -1020 1030):& (-710 690 -1040 1050):(-690 670 -1060 1070)) -61 62 #100 & tmp=4.998E-8 imp:n=1 102 14 -0.7187 120 -121 122 -123 lat=1 u=222 imp:n=1 fill=-7:7 -7:7 0:0 & 222 222 222 222 222 222 128 106 128 222 222 222 222 222 222 & 222 222 222 222 130 129 104 134 104 129 130 222 222 222 222 & 222 222 222 131 127 101 124 102 124 101 127 131 222 222 222 & 222 222 131 105 126 137 123 133 123 137 126 105 131 222 222 & 222 130 127 126 138 120 136 121 136 120 138 126 127 130 222 & 222 129 101 137 120 125 122 132 122 125 120 137 101 129 222 & 128 104 124 123 136 122 135 103 135 122 136 123 124 104 128 & 106 134 102 133 121 132 103 100 103 132 121 133 102 134 106 & 128 104 124 123 136 122 135 103 135 122 136 123 124 104 128 & 222 129 101 137 120 125 122 132 122 125 120 137 101 129 222 & 222 130 127 126 138 120 136 121 136 120 138 126 127 130 222 & 222 222 131 105 126 137 123 133 123 137 126 105 131 222 222 & 222 222 222 131 127 101 124 102 124 101 127 131 222 222 222 & 222 222 222 222 130 129 104 134 104 129 130 222 222 222 222 & 222 222 222 222 222 222 128 106 128 222 222 222 222 222 222 103 14 -0.7187 -65 -61 62 #100 #101 tmp=4.998E-8 imp:n=1 104 10 -8.00 65 -64 -61 62 tmp=4.998E-8 imp:n=1 105 14 -0.7187 64 -63 -61 62 tmp=4.998E-8 imp:n=1 94 106 10 -8.00 63 -60 -61 62 tmp=4.998E-8 imp:n=1 107 60:61:-62 imp:n=0 C Surface cards C fuel rods(U02) and (U,Gd)02 Cz 0.4095 Cz 0.4135 Cz 0.4705 Pz 183 pz 100 Pz -183 Cz 0.475 Pz 200.1958 Pz -206.0124 C control rods and burnable assembly 21 Cz 0.433 22 Cz 0.437 23 Cz 0.484 25 Pz -166.5508 C Guide thimbles 31 Cz 0.5715 32 Cz 0.612 34 pz 110.1958 C lattice and surround of fuel assembly 41 px -0.65 42 px 0.65 43 py -0.65 44 py 0.65 95 45 pz -210 46 pz 210 47 px -11.05 48 px 11.05 49 py -11.05 50 py 11.05 C Primary neutron source 200 cz 0.419 201 cz 0.466 202 cz 0.484 203 pz 1.9 204 pz -1.9 C core baffle plate 66 px 165.75 67 px -165.75 68 px 143.65 69 px -143.65 70 px 121.55 71 px -121.55 72 px 99.45 73 px -99.45 74 px 77.35 75 px -77.35 76 px 33.15 77 px -33.15 96 py 165.75 97 py -165.75 98 py 143.65 96 99 py -143.65 100 py 121.55 101 py -121.55 102 py 99.45 103 py -99.45 104 py 77.35 105 py -77.35 106 py 33.15 107 py -33.15 660 px 168.75 670 px -168.75 680 px 146.65 690 px -146.65 700 px 124.55 710 px -124.55 720 px 102.45 730 px -102.45 740 px 80.35 750 px -80.35 760 px 36.15 770 px -36.15 960 py 168.75 970 py -168.75 980 py 146.65 990 py -146.65 1000 py 124.55 1010 py -124.55 1020 py 102.45 97 1030 py -102.45 1040 py 80.35 1050 py -80.35 1060 py 36.15 1070 py -36.15 C lattice in core PWR 120 px -11.05 121 px 11.05 122 py -11.05 123 py 11.05 C Surround all the core *60 cz 200 *61 pz 225 *62 pz -225 63 Cz 190 64 Cz 180 65 cz 175 C vertical neutron flux 9000 pz 183 9001 pz 160 9002 pz 140 9003 pz 120 9004 pz 100 9005 pz 80 9006 pz 60 9007 pz 40 9008 pz 20 9009 pz 98 9010 pz -20 9011 pz -40 9012 pz -60 9013 pz -80 9014 pz -100 9015 pz -120 9016 pz -140 9017 pz -160 9018 pz -183 C Data cards mode n kcode 50000 25 100 ksrc 0 C vertical neutron flux e14 6.625e-7 8.21e-1 10 f14:n 100 fs14 9001 15i 9017 sd14 1.91700925e6 17r C Horizental neutron flux e4 6.625e-7 8.21e-1 10 F4:n (102