Luận văn thạc sĩ tính toán an toàn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy

Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu cháy ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN - Tƣởng Thị Thanh TÍNH TỐN AN TỒN CHO BỂ LƢU GIỮ NHIÊN LIỆU ĐÃ CHÁY Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử, Hạt nhân Năng lượng cao Mã số : 60 44 05 LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC NGƢỜI HƢỚNG DẪN KHOA HỌC: TS Lê Chí Dũng Hà Nội – Năm 2012 Tưởng Thị Thanh 2012 MỤC LỤC MỞ ĐẦU CHƢƠNG 1:CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN 1.1 CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN 1.2 .CÁC QUY ĐỊNH AN TOÀN LIÊN QUAN ĐẾN BỂ LƯU GIỮ NHIÊN LIỆU ĐÃ CHÁY 10 CHƢƠNG 2:MÔ TẢ BỂ LƢU GIỮ NHIÊN LIỆU ĐÃ CHÁY CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT 20 2.1 Mơ tả tổng qt lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt 20 2.2 Bể lưu giữ nhiên liệu cháy lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 23 CHƢƠNG 3: PHƢƠNG PHÁP VÀ CHƢƠNG TRÌNH TÍNH TỐN 28 3.1 Phương pháp tính tốn 28 3.2 Chương trình MCNP5 29 3.2.1 Mô tả tệp tin đầu vào MCNP 31 3.2.2 Mơ hình hình học bể lưu giữ lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt .42 3.2.3 Thư viện số liệu .42 3.2.4 Kỹ thuật giảm phương sai sử dụng tính tốn 42 3.3 Chương trình ORIGEN2 43 CHƢƠNG 4:TÍNH TỐN AN TỒN CHO BỂ LƢU GIỮ NHIÊN LIỆU ĐÃ CHÁY CỦA LÒ PHẢN ỨNG ĐÀ LẠT .45 4.1 Tính tốn tới hạn 45 4.1.1 Tính tốn tới hạn theo số bó nhiên liệu lưu giữ [2] 45 4.1.2 Tính tốn tới hạn bể chứa đầy nhiên liệu bị nước 46 4.2 Tính toán nhiệt phân rã hoạt độ cho bể lưu giữ nhiên liệu .47 4.2.1 Nhiệt phân rã 47 4.2.2 Phóng xạ 51 4.3 Tính suất liều 56 4.3.1 Kết tính toán thực nghiệm đo suất liều BNL 57 4.3.2.Tính tốn suất liều trường hợp bể chứa đầy nhiên liệu .57 KẾT LUẬN 67 TÀI LIỆU THAM KHẢO 68 PHỤC LỤC 63 DANH MỤC CÁC BẢNG Bảng 2.1 Các thơng số vật lý lị phản ứng 15 Bảng 2.2 Các đặc trưng bó nhiên liệu VVR-M2 19 Bảng 3.1 Các loại mặt MCNP .27 Bảng 3.2: Các tham biến nguồn .31 Bảng 3.3 Các tally 31 Bảng 4.1 Hệ số keff theo số lượng bó nhiên liệu lưu giữ .39 Bảng 4.2 Nhiệt phân rã (W) 150 BNL 10 đầu sau chiếu 41 Bảng 4.3 Nhiệt phân rã 150 BNL từ 12 đến 72 sau chiếu 42 Bảng 4.4 Nhiệt phân rã 150 BNL sau ngày đến 20 năm 43 Bảng 4.5 Hoạt độ phóng xạ (Ci) 150 BNL 10 đầu sau chiếu 46 Bảng 4.6 Hoạt độ phóng xạ 150 BNL từ 12 đến 72 47 Bảng 4.7 Hoạt độ phóng xạ 150 BNL từ ngày đến 20 năm 49 Bảng 4.8 Giá trị suất liều bó nhiên liệu cháy 30% từ kết tính tốn thực nghiệm với thời gian làm nguội 85 giờ, 228 493giờ 51 Bảng 4.9 Kết tính tốn suất liều trường hợp bể chứa đầy bó nhiên liệu cháy theo chiều cao 53 Bảng 4.10 Suất liều giảm theo thời gian bể nước hoàn toàn khoảng cách khác sau năm sau chiếu nơi suất liều lớn 58 Bảng 4.11 Suất liều trường hợp bể theo thời gian 59 DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ VÀ ĐỒ THỊ Hình 1.1 Chu trình nhiên liệu hạt nhân Hình 1.2 Bể chứa nhiên liệu cháy nhà máy điện hạt nhân Hình 2.1 Sơ đồ mặt cắt đứng Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 17 Hình 2.2 Sơ đồ bố trí cốc chứa bể chứa nhiên .18 Hình 2.3 Mơ hình mặt cắt ngang nhiên liệu HEU 21 Hình 3.1 Sơ đồ tính suất liều bể lưu giữ lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt .23 Hình 3.2 Cấu trúc khái quát tệp tin đầu vào MCNP 25 Hình 3.3 Khuông mẫu thẻ bề mặt 26 Hình 3.4 Khn mẫu thẻ ô 29 Hình 3.5 Khn mẫu đặc trưng thẻ vật liệu 34 Hình 4.1 Nhiệt phân rã 150 BNL 10 đầu sau chiếu 42 Hình 4.2 Nhiệt phân rã 150 BNL từ 12 đến 72 43 Hình 4.3 Nhiệt phân rã 150 BNL từ ngày đến 20 năm 44 Hình 4.4 Hoạt độ phóng xạ 150 BNL 10 đầu sau chiếu 47 Hình 4.5 Hoạt độ phóng xạ 150 BNL từ 12 đến 72 48 Hình 4.6 Hoạt độ phóng xạ 150 BNL từ ngày đến 20 năm 50 Hình 4.7 Mơ hình nửa bể chứa mơ MCNP5 52 Hình 4.8 Suất liều phụ thuộc chiều cao trường hợp bể đầy nước sau năm 55 Hình 4.9 Suất liều trường hợp đầy nước, nước đến nhiên liệu nước hoàn toàn 56 Hình 4.10 Các vị trí khoảng cách suất liều khảo sát .57 Hình 4.11 Suất liều thay đổi theo khoảng cách khác 58 Hình 4.12 Suất liều trường hợp bể theo thời gian chiều cao 20 cm 59 MỞ ĐẦU Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt nâng cấp từ Lò TRIGA (Training, Research and Isotope - Production Reactors, General Atomic) Mỹ có cơng suất 250 kW, loại lò bể bơi, làm mát làm chậm neutron nước nhẹ Sau nâng cấp, lò đạt tới hạn lần đầu vào ngày 01/11/1983, với công suất 500 kW Lị đưa vào vận hành thức vào tháng 3/1984 với mục đích sản xuất đồng vị phóng xạ, phân tích kích hoạt neutron, nghiên cứu bản, nghiên cứu ứng dụng đào tạo cán Đối với lò phản ứng, sau nhiên liệu cháy chuyển khỏi lò, lưu giữ bể nhiên liệu sau thời gian từ vài năm đến vài chục năm để giảm nhiệt dư, phóng xạ trước vận chuyển an toàn nhà máy xử lý, tái chế nhiên liệu chôn thải vĩnh viễn theo tiêu chuẩn IAEA Ngồi q trình lưu giữ nhiên liệu, bể phải đảm bảo an toàn, không để gây hại cho người môi trường Trong luận văn “Tính tốn an tồn cho bể lƣu giữ nhiên liệu cháy” này, tính tốn an tồn cho bể chứa đầy nhiên liệu trường hợp hoạt động bình thường cố xảy động đất, va đập làm nứt, vỡ bể, nước hư hại nhiên liệu bể chứa Chương trình tính tốn sử dụng MCNP5 ORIGEN2 với hình dạng thành phần nhiên liệu, cấu kiện bể sát với thực tế bó nhiên liệu cháy 30% Đây toán thực tế phải giải Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt khuôn khổ dự án hợp tác quốc tế thay đổi nhiên liệu có độ làm giàu cao ( HEU) thành nhiên liệu có độ làm giàu thấp ( LEU ) Nhiên liệu HEU cháy lấy khỏi lò, lưu giữ bể chứa trước chuyển trả Nga Trong trình nước ta có dự án xây dựng nhà máy điện hạt nhân, việc giải tốn bước đầu cho việc tính tốn bể chứa nhiên liệu cháy nhà máy điện hạt nhân Ninh Thuận tương lai Luận văn bao gồm phần mở đầu, chương phần kết luận Chương 1: chu trình nhiên liệu hạt nhân quy định IAEA liên quan đến lưu giữ nhiên liệu hạt nhân, chương 2: Mô tả bể lưu giữ nhiên liệu cháy lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, chương 3: Phương pháp chương trình tính tốn, chương 4: Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu cháy Mơ hình, phương pháp nghiên cứu lý thuyết thực hướng dẫn thầy giáo cán có kinh nghiệm an tồn hạt nhân Các kết tính toán so sánh thực nghiệm thực chủ yếu Đà Lạt hướng dẫn chuyên gia có nhiều năm kinh nghiệm làm việc Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt Chƣơng CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN Chương giới thiệu chu trình nhiên liệu hạt nhân quy định liên quan bảo đảm an toàn hạt nhân 1.1 Chu trình nhiên liệu hạt nhân Vấn đề an tồn hạt nhân đặt lên hàng đầu cho quốc gia có chu trình hạt nhân An tồn hạt nhân đảm bảo an toàn sử dụng nhiên liệu hạt nhân từ lúc sản suất đến lúc xử lý phế liệu để không làm ô nhiễm môi trường ảnh hưởng đến sức khỏe người An toàn hạt nhân phải đảm bảo yếu tố: Kiểm soát tới hạn, tải nhiệt dư che chắn phóng xạ Nhà máy điện hạt nhân khâu chuỗi cơng nghệ phức tạp gọi chu trình nhiên liệu [4] Chu trình gồm bảy khâu: Khai thác quặng Uranium; Xử lý quặng Uranium; Làm giàu quặng đồng vị 235U; Chế tạo nhiên liệu; Sử dụng lò phản ứng nhà máy điện hạt nhân; Xử lý nhiên liệu cháy; Xử lý chất thải Hình 1.1 Chu trình nhiên liệu hạt nhân Mức độ nguy hiểm nhiên liệu phụ thuộc vào khả phát xạ Nhiên liệu lị phản ứng hạt nhân sau lấy khỏi lị có độ phóng xạ cao Luận văn đề cập đến an toàn lưu giữ nhiên liệu sau cháy lấy khỏi lò cho vào bể lưu giữ nhiên liệu cháy 1.2 Các quy định an toàn liên quan đến bể lƣu giữ nhiên liệu cháy Tài liệu [9] IAEA quy định an toàn liên quan đến bể lưu giữ nhiên liệu cháy sau: Thời gian làm nguội (giờ) 24 36 48 120 2,55.10-1 2,24.10-1 1,73.10-1 1,98.103 1,59.103 1,37.103 1,11.103 Tổng hoạt độ BNL(Ci) 2,19.103 2,1.103 1,59.103 1,37.103 1,11.103 Tổng hoạt độ 150 bó (Ci) 3,29.105 3,15.105 2,39.105 2,05.105 1,66.105 Mảnh vỡ nặng 22 122 72 cháu(Ci) 2,07.103 Sản phẩm phân hạch (Ci) Hoat phu thuoc thoi gian 450000 400000 350000 H oa 300000 t ( 250000 Ci 200000 150000 10 20 30 40 50 60 70 Thoi gian ( gio ) Hình 4.5 Hoạt độ phóng xạ 150 BNL từ 12 đến 72 80 c Hoạt độ phóng xạ 150 BNL từ ngày đến 20 năm Bảng 4.7 Hoạt độ phóng xạ 150 BNL từ ngày đến 20 năm Thời gian làm nguội ngày 30 ngày 90 ngày 180 ngày năm Mảnh vỡ nặng 27,2 1,71 0,813 0,784 0,746 7,34.102 3,75.102 2,3.102 1,64.102 1,22.102 7,61.102 3,76.102 2,31.102 1,65.102 1,23.102 Tổng hoạt độ 150 1,14.105 5,64.104 3,46.104 2,48.104 1,85.104 cháu (Ci) Sản phẩm phân hạch(Ci) Tổng hoạt độ BNL(Ci) BNL(Ci) Thời gian làm nguội ( năm ) Mảnh vỡ nặng cháu (Ci) 0,701 10 20 0,671 0,619 0,511 0,358 Sản phẩm phân hạch (Ci) 9,91.101 8,86.101 7,83.101 6,62.101 5,13.101 Tổng hoạt độ BNL (Ci) 9,98.101 8,93.101 7,89.101 6,67.101 5,17.101 Tổng hoạt độ 150 BNL 1,5.104 1,34.104 1,18.104 1.104 (Ci) 7,75.103 120000 Hoat phu thuoc vao thoi gian 100000 H oa t ( Ci 80000 60000 40000 20000 0 10 15 20 Thoi gian ( nam ) Hình 4.6 Hoạt độ phóng xạ 150 BNL từ ngày đến 20 năm Cũng nhiệt phân rã, hoạt độ bể chứa nhiên liệu giảm nhanh năm đầ u sau đó giam ̉ it́ Phần đóng góp sản phẩm phân hạch lớn cịn đóng góp mảnh vỡ nặng cháu khơng đáng kể 4.3 Tính suất liều haǹ h lò , Để đảm bảo an toàn haṭ nhân cho nhân viên vân viêc tinh ́ suất liều bể lưu giữ là cần thiết Các cấu kiện che chắn kích thước bể mơ tả trung thực với thực tế (đầu vào tính suất liều chương trình MCNP5) Dể khảo sát suất liều vị trí khác nhau, khoảng cách (0,5 cm; 50 cm; 100 cm; 150 cm) ta lấy tally thông lượng (F4) Suất liều gamma chuyển đổi từ thông lượng sang liều theo tiêu chuẩn ANSI/ANL-6,1,1 – 1977 () theo tiêu chuẩn ICRP-21 có kết nhỏ 10% 4.3.1 Kết tính tốn thực nghiệm đo suất liều BNL Để so sánh độ tin cậy mơ hình tính tốn suất liều, chúng tơi dùng mơ MCNP5 để tính suất liều BNL cháy 30% tính sai số so với kết đo thực tế lưu giữ 85 giờ, 228 493 Bảng 4.8 Giá trị suất liều BNL cháy 30% từ kết tính tốn thực nghiệm [2] với thời gian làm nguội 85 giờ, 228 493 Vị trí đo 85 (mSv/h) Thực (cm) nghiệm 228 (mSv/h) 493 (mSv/h) Tính Sai số Thực Tính Sai số Thực Tính Sai số toán (%) nghiệm toán (%) nghiệm toán (%) 3,8 4349,31 3734,91 14% 2790,33 2199,19 20% 1712,00 1354,72 20% 13,8 4349,88 5384,76 23% 3523,33 3144,33 10% 2359,00 1936,21 16% 23,8 6055,48 6172,52 2% 4020,33 3581,04 10% 2681,00 2207,57 17% 33,8 6859,42 6158,12 10% 3853,33 3589,53 7% 2625,67 2210,53 15% 43,8 6574,53 5377,32 18% 3067,67 3133,72 2% 1989,33 1929,52 3% 53,8 4851,57 3746,05 23% 1954,00 2214,93 13% 1209,67 1361,84 12% Sai số trung bình giá trị khoảng 13% Trên sở ta tính suất liều cho bể lưu giữ nhiên liệu cháy 30% 4.3.2.Tính tốn suất liều trƣờng hợp bể chứa đầy nhiên liệu Cho đến thời điểm tại, bể lưu giữ nhiên liệu khoảng gần năm nên luận văn này, chúng tơi chọn tính suất liều sau năm trở Ta giả sử trường hợp cao tất BNL vừa lấy bể chứa đầy nhiên liệu Suất liều tính trường hợp đầy nước, nước đến bề mặt nhiên liệu cạn nước sát mép bê tơng dọc theo chiều cao bể hình 4.7 Tại vị trí suất liều lớn Hình 4.7 Mơ hình nửa bể chứa mô MCNP5 Kết suất liều bể chứa đầy BNL cháy 30% theo chiều cao trường hợp đầy nước, nước đến mặt BNL, nước hoàn toàn sau năm ghi bảng 4.9 Bảng 4.9 Suất liều bể chứa đầy BNL cháy 30% theo chiều cao trường hợp đầy nước, nước đến mặt BNL, nước hồn tồn sau năm Vị trí Suất liều Suất liều Suất liều (cm) (mSv/h) (mSv/h) (mSv/h) đầy nước nước đến nước hoàn mặt BNL toàn 10 23,5 23,3 31,1 20 28,1 28,1 38,4 30 23,5 24,7 33,3 40 17,0 18,2 24,9 50 12,1 12,1 16,8 60 7,94 7,65 10,6 70 4,35 4,42 6,27 80 4,16 2,60 3,54 90 1,60 1,41 2,06 100 1,10 0,833 1,18 110 0,564 0,485 0,747 120 0,346 0,293 0,435 130 0,171 0,192 0,283 140 0,0918 0,123 0,185 150 0,0420 0,0783 0,127 160 0,0333 0,0571 0,0947 170 0,0216 0,0413 0,0682 180 0,0136 0,0313 0,0471 190 0,00908 0,0237 0,0350 200 0,00862 0,0185 0,0282 210 0,00759 0,0149 0,0234 220 0,00636 0,0118 0,0193 230 0,00373 0,00966 0,0149 240 0,00151 0,00854 0,0140 250 0,000922 0,00635 0,0117 260 0,00143 0,00589 0,0108 270 0,00150 0,00567 0,0107 280 0,00219 0,00492 0,00916 290 0,00141 0,00434 0,00786 300 0,00130 0,004 0,00702 310 0,00139 0,00304 0,00605 320 0,00192 0,00276 0,00555 330 0,000856 0,00256 0,00490 340 0,000548 0,00246 0,00407 350 0,000133 0,00232 0,00335 360 0,000112 0,00206 0,00290 368 0,000111 0,00186 0,00254 Suat lieu phu thuoc chieu cao sau nam 30 25 S ua t lie u( m Sv /h 20 15 10 0 50 100 150 200 250 300 350 400 Chieu cao ( cm ) Hình 4.8 Suất liều phụ thuộc chiều cao trường hợp bể đầy nước sau năm Suat lieu day nuoc suat lieu nuoc bang nhien lieu suat lieu mat nuoc hoan toan 40 35 30 Su at lie u( m Sv /h ) 25 20 15 10 0 50 100 150 200 250 300 350 400 Chieu cao ( cm ) Hình 4.9 Suất liều trường hợp đầy nước, nước đến nhiên liệu nước hồn tồn Khi mức nước bể bình thường (368 cm), giá trị lớn suất liều 28,1 mSv/h độ cao 20 cm Giá trị cao so với mức cho phép liều chiếu nhân viên 20 mSv/năm Tuy nhiên, giả sử bể lưu giữ 150 BNL vừa lấy từ cốc chứa tạm thời lượng nhiên liệu giống nhiên liệu thực tế, suất liều đo nhỏ có 106 BNL, bó lại có thời gian sau chiếu khác nhau, có bó từ đợt đầu vận hành lị (30 năm) Từ chiều cao 50 cm trở xuống suất liều lớn cỡ vài chục mSv/h Lên đến chiều cao m suất liều vài mSv/h Càng lên cao suất liều giảm nhanh khoảng cách tăng lên có lớp nước che chắn Khi lên đến thành bể, tức vị trí nhân viên làm việc cịn khoảng 1µSv/h Giảm gần 3000 lần Giá trị an toàn người Trong trường hợp có cố làm nước bể động đất, va chạm… làm nứt bể, thủng bể gây nước Khi mức nước cịn ngập BNL suất liều vị trí từ mặt đất lên độ cao bó nhiên liệu khơng thay đổi lớp nước che chắn Nhưng từ vị trí 90 cm trở lớp nước che chắn bên lúc biến đồ thị xuất đoạn suất liều tăng đột ngột (hình 4.9) Nếu bể nước mà khơng có giải pháp tiếp nước cho bể, tình trạng xấu bể nước hồn tồn suất liều độ cao nhiên liệu tăng gấp 1,3 lần Suất liều tăng giải thích cốc chứa nhiên liệu gắn sát tường Với giá trị nước khoảng 3,8 mSv/h giá trị lớn đo mặt bể cịn 2,5 µSv/h Ở vị trí người tiếp cận với thời gian hạn chế để thực biện pháp xử lý cần thiết Từ hình 4.8, ta xác định độ cao 20 cm suất liều lớn Dựa vào kết này, khảo sát thay đổi suất liều theo khoảng cách hình 4.10 xa bể trường hợp bể nước hoàn toàn sau chiếu năm Hình 4.10 Các vị trí khoảng cách suất liều khảo sát Ta thu bảng sau: Bảng 4.10 Suất liều thay đổi theo khoảng cách khác bể nước hồn tồn Vị trí (cm) 0,5 10,5 30,5 50,5 80,5 100,5 130,5 38 26,5 15,1 9,63 6,83 4,48 3,15 Suất liều(mSv/h) Suat lieu thay doi theo khoang cach 40 35 30 S ua t lie u( m Sv /h 25 20 15 10 0 20 40 60 80 100 120 140 Khoang cach ( cm ) Hình 4.11 Suất liều thay đổi theo khoảng cách khác Suất liều giảm theo hàm exp Tại vị trí m suất liều cịn gần mSv/h, suất liều cao nhân viên nhận mức liều năm sau vài chục phút Trong trường hợp nước lâu dài, khảo sát thay đổi suất liều theo thời gian trường hợp bể Bảng 4.11 Suất liều trường hợp bể theo thời gian Vị trí (cm) năm năm năm 10 năm 20 năm 10 31,1 25,9 21,1 16,3 12,1 20 38,4 32,2 26,2 20,2 14,9 50 16,8 13,9 11,2 8,48 6,24 100 1,18 0,961 0,737 0,544 0,395 150 0,127 0,102 0,08 0,0605 0,0436 200 0,282 0,0239 0,0197 0,0158 0,0115 250 0,0117 0,00983 0,00803 0,00642 0,00482 300 0,00702 0,00548 0,00473 0,00353 0,00259 350 0,00335 0,00307 0,00247 0,00181 0,00153 368 0,00254 0,00225 0,00164 0,00118 0,000976 35 Suat lieu thay doi theo thoi gian be mat nuoc 30 S ua 25 t lie u ( 20 m Sv /h 15 10 10 12 14 16 18 20 22 Khoang cach ( cm ) Hình 4.12 Suất liều trường hợp bể theo thời gian chiều cao 20 cm Trong trường hợp bể nước hoàn toàn, suất liều giảm chậm theo thời gian gần mSv/h sau 20 năm Mức gây nguy hại đến người nên trường hợp bể nước hồn tồn mà khơng có biện pháp can thiệp sau 20 năm người khơng nên có mặt gần khu vực Nếu hoạt động xử lý bắt buộc người phải có mặt phải có biện pháp che chắn cần thiết KẾT LUẬN Tính tốn an tồn hạt nhân cho nhiên liệu cháy quan trọng chu trình hạt nhân Trong việc tính tốn an toàn cho bể lưu giữ nhiên liệu vấn đề quan tâm lò phản ứng trước chuyển nơi xử lý nhiên liệu cháy tách chiết lại Theo khuyến cáo IAEA ( Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Quốc tế ), việc lưu giữ nhiên liệu cháy cần đảm bảo đầy đủ quy chuẩn an tồn hạt nhân Qua q trình thực luận văn, thu kết sau: - Hệ số keff < trường hợp bể chứa đầy bó nhiên liệu cố xảy gây nước toàn hệ thống bể Cấu hình bể đạt an tồn tới hạn trường hợp - Nhiệt độ sinh không đáng kể nên thiết kế bể đạt an toàn nhiệt dư - Khảo sát suất liều theo khoảng cách thời gian lưu giữ trường hợp đầy, nước đến bề mặt nhiên liệu nước hoàn toàn Trong trường hợp bể đầy nước đạt an toàn hạt nhân, trường hợp nước đến bề mặt bó nhiên liệu suất liều cho phép nhân viên vận hành Còn trường hợp nước hồn tồn cần có biện pháp để che chắn phóng xạ cho nhân viên tiếp cận bể có biện pháp tiếp nước cho bể Các kết thu sở để kết luận khả lưu giữ an tồn suốt q trình hoạt động lò phản ứng, đồng thời cho kế hoạch di chuyển bó nhiên liệu cháy Nga sau kết thúc hoạt động Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt tính tốn tiếp xúc với xạ cho nhân viên làm việc trường hợp có cố Các tính tốn tương tự thực bể chứa nhiên liệu cháy nhà máy điện hạt nhân Ninh Thuận sau TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt Bộ Khoa học Công nghệ, Viện lượng ngun tử Việt Nam (2006), Tính tốn liều gamma container chuyển nhiên liệu cháy hệ số nhân hiệu dụng bể chứa nhiên liệu cháy lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, Đà Lạt Nguyễn Kiên Cường (2010), Báo cáo đánh giá an toàn hạt nhân an toàn xạ cốc chứa tạm thời cất giữ 106 bó nhiên liệu cháy độ giàu cao, Trung tâm Lò phản ứng – Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt Trần Quốc Dưỡng (2011), Xác định đặc trưng phóng xạ thành phần vật liệu cấu trúc lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, Luận văn thạc sĩ Vật lý kĩ thuật, Trường Đại học Đà Lạt, Đà Lạt 4.www.http://vietsciences.free.fr/thuctap_khoahoc/thuctap_vatly/nangluonghatnhan htm Tiếng Anh Booth, Thomas E (1985), A sample Problem for Variance Reduction in MCNP, LA-10363-MS Booth ,Thomas E (2004) , MCNP Variance Reduction Examples Croff, A G (1980), A user’s manual for the ORIGEN2 computer code”, ORNL/TM-7175, Goorley, Tim, Criticality Calculations with MCNP5: A Primer 2nd Edition Editor, Los Alamos National Laboratory IAEA, IAEA SAFETY STANDARDS SERIES – Design of Fuel Handling and Storage Systems for Nuclear Power Plants, safety guide, No.NS-G-1.4 10.X-5 Monte Carlo Team (2003), MCNP — A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, ... cập đến an toàn lưu giữ nhiên liệu sau cháy lấy khỏi lò cho vào bể lưu giữ nhiên liệu cháy 1.2 Các quy định an toàn liên quan đến bể lƣu giữ nhiên liệu cháy Tài liệu [9] IAEA quy định an toàn liên... trình lưu giữ nhiên liệu, bể phải đảm bảo an tồn, khơng để gây hại cho người môi trường Trong luận văn ? ?Tính tốn an tồn cho bể lƣu giữ nhiên liệu cháy? ?? này, chúng tơi tính tốn an tồn cho bể chứa... TRÌNH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN 1.1 CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN 1.2 .CÁC QUY ĐỊNH AN TOÀN LIÊN QUAN ĐẾN BỂ LƯU GIỮ NHIÊN LIỆU ĐÃ CHÁY 10 CHƢƠNG 2:MÔ TẢ BỂ LƢU GIỮ NHIÊN LIỆU ĐÃ CHÁY