Nghiên cứu đã đánh giá được tính khả thi của việc sử dụng chất hấp thụ Gd2O3 dạng vi hạt trong thiết kế bó nhiên liệu VVER-1000 nhằm có thể điều khiển độ phản ứng dự trữ cao của bó nhiên liệu trong giai đoạn đầu của quá trình cháy (0 –10 GWd/t), đồng thời có hệ số truyền nhiệt tăng so với thiết kế truyền thống: Với cùng một lượng chất hấp thụ Gd2O3 đường kính vi hạt 60 µm phân bố trong 12 thanh nhiên liệu của bó nhiên liệu VVER-1000 như thiết kế truyền thống thu được kết quả hệ số nhân vô hạn theo độ sâu cháy của bó nhiên liệu xấp xỉ nhau. Mật độ công suất tại các thanh nhiên liệu chứa các hạt Gd2O3 tăng khoảng 11% (0,364 – 0,403) và (0,366 – 0,407) tại độ cháy 0 GWd/t. Hệ số đỉnh công suất PPF giảm khoảng 0,94% (1,167 – 1,156) so với thiết kế truyền thống.
Nghiên cứu thiết kế bó nhiên liệu cải tiến sử dụng chất hấp thụ dạng vi hạt nhằm đồng thời giảm độ phản ứng dự trữ cao của bó nhiên liệu trong giai đoạn đầu của quá trình cháy (0 – 10 GWd/t), giảm giá trị hệ số đỉnh công suất PPF khoảng 4,2 và 4,8% bằng việc tăng số thanh nhiên liệu chứa các vi hạt chất hấp thụ lên thành 18 thanh và phân bố trong hai mô hình đã đề xuất, tỉ lệ thể tích Gd2O3 trong mỗi thanh nhiên liệu giảm xuống là 3,33%. Lượng chất hấp thụ Gd2O3 đường kính vi hạt 300µm phân bố trong 18 thanh nhiên liệu của bó nhiên liệu VVER-1000 thu được kết quả hệ số nhân vô hạn theo độ sâu cháy của bó nhiên liệu xấp xỉ nhau thiết kế tham chiếu
Khảo sát thiết kế bó nhiên liệu với hàm lượng Boron thấp ở hai trường hợp hàm lượng Boron giảm xuống 50% và không có Boron (hàm lượng Boron còn 300 ppm và 0 ppm) trong chất tải nhiệt, thực hiện đối với 2 mô hình bó nhiên liệu có 18 thanh nhiên liệu chứa các vi hạt Gd2O3. Trường hợp hàm lượng Boron là 300 ppm, đường kính và tỉ lệ thể tích vi hạt chất hấp thụ được lựa chọn là 320
µm và 5,5%. Trường hợp hoàn toàn không có Boron, đường kính tối ưu của các vi hạt chất hấp thụ được xác định là 360 µm và tỉ lệ thể tích là 8,0% thu được hệ số nhân vô hạn của cả hai bó nhiên liệu mới trong 2 trường hợp hàm lượng Boron 300 và 0 ppm trong giai đoạn cháy từ 0 đến 10 GWd/t xấp xỉ với thiết kế tham chiếu. Ở hai trường hợp này, giá trị hệ số đỉnh công suất tính toán được giảm khoảng 1,6% và 2,7% so với thiết kế truyền thống.
KẾT LUẬN
Trong luận án này, chúng tôi đã tiến hành nghiên cứu khảo sát khả năng sử dụng chất hấp thụ Gd2O3 dạng vi hạt trong thiết kế bó nhiên liệu VVER- 1000/V320 nhằm vừa điều khiển độ phản ứng dự trữ cao của bó nhiên liệu trong giai đoạn đầu của quá trình cháy mà hệ số truyền nhiệt của thanh nhiên liệu chứa vi hạt Gd2O3 tăng so với thiết kế truyền thống, đồng thời thiết kế phân bố các thanh nhiên liệu để giảm hệ số công suất cực đại theo vị trí các thanh nhiên liệu. Các kết luận chính của luận án như sau:
Tính khả thi khi sử dụng chất hấp thụ Gd2O3 dạng vi hạt trong bó nhiên liệu VVER-1000/V320:
• Kết quả tính toán khảo sát thông số thiết kế của Gd2O3 dạng vi hạt (đường kính hạt) cho thấy với cùng một lượng Gd2O3 (5% thể tích) phân bố trong 12 thanh nhiên liệu của bó nhiên liệu VVER-1000 như thiết kế truyền thống, đường kính hạt Gd2O3 được chọn là 60 µm, khi đó thu được kết quả hệ số nhân vô hạn theo độ sâu cháy của bó nhiên liệu xấp xỉ với bó nhiên liệu truyền thống.
• Phân bố công suất tại các thanh nhiên liệu cho thấy mật độ công suất tại các thanh chứa hạt Gd2O3 tăng khoảng 11% tại độ cháy 0 GWd/t. Mật độ công suất tại các vị trí khác xấp xỉ với thiết kế truyền thống. Hệ số đỉnh công suất PPF giảm khoảng 0,9% so với thiết kế truyền thống.
Thiết kế cải tiến bó nhiên liệu sử dụng Gd2O3 dạng vi hạt
• Nhằm giảm giá trị hệ số đỉnh công suất PPF, thiết kế cải tiến được thực hiện với việc phân bố chất hấp thụ đều hơn trong bó nhiên liệu, tức là tăng số thanh nhiên liệu chứa các vi hạt chất hấp thụ lên thành 18 thanh. Hàm lượng chất hấp thụ trong 12 thanh (5% thể tích của mỗi thanh), để giữ nguyên hàm lượng chất hấp thụ trong bó nhiên liệu thì tỉ lệ thể tích Gd2O3 trong mỗi thanh nhiên liệu giảm xuống là 3,33%.
• Hai mô hình bó nhiên liệu với 18 thanh chứa Gd2O3 được lựa chọn với cách sắp xếp vị trí khác nhau. Các thông số của vi hạt chất hấp thụ được tính
toán và khảo sát, từ đó đánh giá các đặc trưng nơtrôn của bó nhiên liệu. Đường kính tối ưu của hạt Gd2O3 được chọn là 300 µm cho cả hai mô hình nhằm thu được đường cong hệ số nhân vô hạn tương tự thiết kế tham chiếu. Khi đó, hệ số đỉnh công suất PPF tại vị trí thanh nhiên liệu giảm khoảng 4,2 – 4,8% so với thiết kế truyền thống. Việc giảm hệ số PPF sẽ giúp tăng độ an toàn trong vận hành lò phản ứng.
Bó nhiên liệu với Gd2O3 dạng hạt và hàm lượng Boron thấp • Với trường hợp hàm lượng Boron là 300 ppm, đường kính và tỉ lệ thể tích vi
hạt chất hấp thụ được tính toán khảo sát và lựa chọn là 320 µm và 5,5%. Đối với trường hợp hoàn toàn không có Boron, đường kính tối ưu của các hạt hấp thụ được xác định là 360 µm và tỉ lệ thể tích là 8,0%. Khi đó, kết quả tính toán hệ số nhân vô hạn của cả hai bó nhiên liệu mới trong 2 trường hợp hàm lượng Boron 300 ppm và 0 ppm trong giai đoạn cháy từ 0 – 10 GWd/t xấp xỉ với thiết kế tham chiếu.
HƯỚNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO
Các kết quả nghiên cứu trong luận án cho thấy: Xét về khía cạnh vật lý, tính khả thi sử dụng chất hấp thụ Gd2O3 dạng vi hạt trong thiết kế bó nhiên liệu lò phản ứng VVER-1000 nhằm cải tiến các đặc trưng hạt nhân của thanh nhiên liệu, và có thể áp dụng chất hấp thụ Gd2O3 dạng vi hạt trong thiết kế bó nhiên liệu với hàm lượng Boron thấp. Tuy nhiên, các kết quả thu được trong luận án mới chỉ là kết quả bước đầu trong quá trình thiết kế nhiên liệu mới lò phản ứng VVER-1000. Các hướng nghiên cứu mở rộng sẽ tiếp tục được thực hiện để có đánh giá đầy đủ hơn.
• Tiếp tục các nghiên cứu đánh giá đặc trưng hạt nhân của bó nhiên liệu mới sử dụng chất hấp thụ Gd2O3 dạng vi hạt. Tính toán đánh giá hệ số nhạy (sensitivity analysis) đối với các sai lệch trong của các thông số thiết kế chất hấp thụ lên đặc trưng hạt nhân của bó nhiên liệu. Ví dụ như đánh giá ảnh hưởng của độ sai lệch của kích thước các hạt Gd2O3, tỉ lệ thể tích Gd2O3 trong viên nhiên liệu, ...
• Nghiên cứu đánh giá ảnh hưởng của bó nhiên liệu mới thiết kế với chất hấp thụ Gd2O3 dạng vi hạt lên đặc trưng hạt nhân toàn vùng hoạt của lò phản ứng VVER-1000 khi sử dụng thay thế cho bó nhiên liệu truyền thống. Đối với mô hình tính toán toàn vùng hoạt sử dụng chương trình MVP mô tả chi tiết các bó nhiên liệu với Gd2O3 dạng vi hạt, các tính toán sẽ trở nên phức tạp, đòi hỏi nhiều thời gian và tài nguyên máy tính.
• Mở rộng nghiên cứu ứng dụng chất hấp thụ dạng vi hạt trong các thiết kế bó nhiên liệu của các loại lò phản ứng LWRs khác.
DANH MỤC CÁC CÔNG TRÌNH ĐÃ CÔNG BỐ 1. Hoai-Nam Tran, Van-Khanh Hoang, Peng Hong Liem, Hung T.P. Hoang,
Neutronics design of VVER-1000 fuel assembly with burnable poison particles, Nuclear Engineering and Technology 51(7), 2019, pp. 1729–1737. (SCIE, Q1, IF: 1.846)
2. Hoai-Nam Tran, Hung T.P. Hoang, Peng Hong Liem, Feasibility of using Gd2O3 particles in VVER1000 fuel assembly for controlling excess reactivity, Energy Procedia 131, 2017, pp. 29-–36. (Scopus)
3. Van Khanh Hoang, Thanh Phi Hung Hoang, Hoai Nam Tran Neutronics feasibility of using Gd2O3 particles in VVER-1000 fuel assembly, Nuclear Science and Technology 6(3) (2016), pp 1–7.
4. Hoai-Nam Tran, Van-Khanh Hoang, Peng Hong Liem, Hung T.P. Hoang,
Application of burnable poison particles for improving neutronics performance of VVER-1000 fuel assembly, Proc. Vietnam National Conference on Nuclear Science and Technology (VINANST13), Halong, Quang Ninh, Vietnam, Au- gust 7–9, 2019.
TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Anh:
[1] Masaki Amaya and Mutsumi Hirai (1997), “Recovery behavior of thermal conductivity in irradiated U02pellets”, Journal of nuclear materials, 247, pp. 76–81.
[2] Masaki Amaya et al. (1996), “Thermal conductivity measurements on 10 wt% Gd203 doped U02+ x”, Journal of nuclear materials, 231 (1-2), pp. 29–33.
[3] Marielle Asou and Jacques Porta (1997), “Prospects for poisoning reactor cores of the future”, Nuclear engineering and design, 168 (1-3), pp. 261– 270.
[4] D Balestrieri (1998), “A study of the UO2 – Gd2O3 composite fuel”, Fuel pellet technology for improved performance at high burnup, p. 63.
[5] D BARON and JC COUTY (1997), “A proposal for a unified fuel thermal conductivity model available for UO2,(U-Pu)O2 and UO2–Gd2O3 PWR fuel”, Water reactor fuel element modelling at high burnup and its exper- imental support, p. 229.
[6] C Behar et al. (2014), “Technology roadmap update for generation IV nuclear energy systems”, Organisation for Economic Co-operation and Development/Nuclear Energy Agency.
[7] Joseph Raymond Burns (2015), “Reactivity control of a PWR 19x19 ura- nium silicide fuel assembly”, Georgia Tech Electronic Thesis and Disser- tation Archive.
[8] Mark B Chadwick et al. (2011), “ENDF/B-VII. 1 nuclear data for science and technology: cross sections, covariances, fission product yields and decay data”, Nuclear data sheets, 112 (12), pp. 2887–2996.
[9] Paul K Chan, Stephane Paquette, and Hugues W Bonin (2015), “Varia- tion of Burnable Neutron Absorbers in a Heavy Water Moderated Fuel Lattice: A Potential to Improve CANDU Reactor Operating Margins”,
Nuclear Technology, 191 (1), pp. 1–14.
[10] Jiwon Choe, Ho Cheol Shin, and Deokjung Lee (2016), “New burnable absorber for long-cycle low boron operation of PWRs”,Annals of Nuclear Energy, 88, pp. 272–279.
[11] Aiman Dandi, MinJae Lee, and Myung Hyun Kim (2020), “Feasibility of combinational burnable poison pins for 24-month cycle PWR reload core”, Nuclear Engineering and Technology, 52 (2), pp. 238–247.
[12] James J Duderstadt and Louis J Hamilton (1976), Nuclear reactor anal- ysis, John Wiley and Sons, Inc. ISBN 0-471-22363-8.
[13] Van Khanh E Hoang and Hoai Nam Tran (2011), “Benchmark Calcula- tions For A VVER-1000 Assembly Using SRAC”, Proceedings of the 9 th National Conference on Nuclear Science and Technology, 3, pp. 129–134. [14] H El Yaakoubi et al. (2019), “Validation study of the reactor physics lattice transport code DRAGON5 & the Monte Carlo code OpenMC by critical experiments of light water reactors”, Journal of King Saud University-Science, 31 (4), pp. 1271–1275.
[15] C Forsberg, M. Kazimi, and E. J. Moniz (2010), “The Future of the Nuclear Fuel Cycle”, Massachusetts Institute of Technology.
[16] JL Fran¸cois et al. (2003), “A practical optimization procedure for radial BWR fuel lattice design using tabu search with a multiobjective function”,
Annals of Nuclear Energy, 30 (12), pp. 1213–1229.
[17] A Abdelghafar Galahom (2016), “Investigation of different burnable ab- sorbers effects on the neutronic characteristics of PWR assembly”,Annals of Nuclear Energy, 94, pp. 22–31.
[18] A Abdelghafar Galahom (2018), “Simulate the effect of integral burnable absorber on the neutronic characteristics of a PWR assembly”, Nuclear Energy and Technology, 4, p. 287.
[19] A Abdelghafar Galahom (2020), “Investigate the possibility of burning weapon-grade plutonium using a concentric rods BS assembly of VVER- 1200”, Annals of Nuclear Energy, 148, p. 107758.
[20] Brian Vincent Haibach and Madeline A Feltus (1997), “A study on the op- timization of integral fuel burnable absorbers using the genetic algorithm based CIGARO fuel management system”, Annals of Nuclear Energy, 24 (6), pp. 439–448.
[21] Kevin Hesketh et al. (2020), “Burnable poison-doped fuel”, Comprehen- sive Nuclear Materials, 2, pp. 106–124.
[22] Mutsumi Hirai and Shinji Ishimoto (1991), “Thermal diffusivities and Thermal conductivities of UO2–Gd2O3”, Journal of Nuclear Science and Technology, 28 (11), pp. 995–1000.
[23] Yasushi Hirano et al. (1997), “Optimization of fuel rod enrichment distri- bution to minimize rod power peaking throughout life within BWR fuel assembly”, Journal of nuclear science and technology, 34 (1), pp. 5–12. [24] Wenchao Hu et al. (2015), “Minor actinide transmutation on PWR burn-
able poison rods”, Annals of Nuclear Energy, 77, pp. 74–82.
[25] Kouta Iwasaki et al. (2009), “Effect of Gd2O3 Dispersion on the Thermal Conductivity of UO2”, Journal of nuclear science and technology, 46 (7), pp. 673–676.
[26] M Jabbari et al. (2015), “Power calculation of VVER-1000 reactor us- ing a thermal method, applied to primary secondary circuits”, Annals of Nuclear Energy, 77, pp. 129–132.
[27] Jaerim Jang et al. (2020), “Conceptual design of long-cycle boron-free small modular pressurized water reactor with control rod operation”, In- ternational Journal of Energy Research.
[28] M Kalugin, D Shkarovsky, and J Gehin (2002), “A VVER-1000 LEU and MOX Assembly Computational Benchmarks”, NEA/NSC/DOC.
[29] Farrokh Khoshahval et al. (2016), “Evaluation of burnable absorber rods effect on neutronic performance in fuel assembly of WWER-1000 reactor”,
Annals of Nuclear Energy, 87, pp. 648–658.
[30] JL Kloosterman (2003), “Application of boron and gadolinium burnable poison particles in UO2 and PUO2 fuels in HTRs”, Annals of Nuclear Energy, 30 (17), pp. 1807–1819.
[31] Mehmet E Korkmaz and Osman Agar (2014), “The investigation of bur- nup characteristics using the serpent monte carlo code for a sodium cooled fast reactor”, Nuclear Engineering and Technology, 46 (3), pp. 407–412. [32] Iwasaki Kouta et al. (2008), “Thermal conductivity of Gd2O3 dispersed
UO2 pellet”, Proceeding of International Conference Atalante.
[33] HD Lemmel (2006), “JENDL-3.2. The Japanese evaluated nuclear data library. Summary of contents”, International Atomic Energy Agency, No. IAEA-NDS–110 (REV. 5).
[34] EY Lim and A Leonard (1977), “Optimal pin enrichment distributions in boiling water reactor fuel bundles”, Nuclear science and engineering, 64 (2), pp. 694–708.
[35] Martin Loveckỳ et al. (2020), “Increasing efficiency of nuclear fuel using burnable absorbers”, Progress in Nuclear Energy, 118, p. 103077.
[36] A Magni et al. (2020), “Modelling and assessment of thermal conductivity and melting behaviour of MOX fuel for fast reactor applications”,Journal of Nuclear Materials, 541, p. 152410.
[37] Justin Mart, Andrew Klein, and Alexey Soldatov (2014), “Feasibility study of a soluble boron–free small modular integral pressurized water reactor”, Nuclear Technology, 188 (1), pp. 8–19.
[38] VA Mokhov (2010), “Advanced designs of VVER reactor plant”,European Nuclear Society, 42.
[39] V Molchanov (2009), “Nuclear fuel for VVER reactors. Actual state and trends”, 8th International Conference on VVER Fuel Performance, Mod- eling and Experimental Support.
[40] Takamasa Mori and Masayuki Nakagawa (1994), “MVP/GMVP: General purpose Monte Carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods”.
[41] K Mourtzanos, C Housiadas, and M Antonopoulos-Domis (2001), “Cal- culation of the moderator temperature coefficient of reactivity for water moderated reactors”, Annals of Nuclear Energy, 28 (17), pp. 1773–1782. [42] Isao Murata, Takamasa Mori, and Masayuki Nakagawa (1996), “Contin-
uous energy Monte Carlo calculations of randomly distributed spherical fuels in high-temperature gas-cooled reactors based on a statistical geom- etry model”, Nuclear science and engineering, 123 (1), pp. 96–109.
[43] Isao Murata et al. (1996), “Packing simulation code to calculate distri- bution function of hard spheres by Monte Carlo method: MCRDF”, In JAERI-Data/Code 96–016.
[44] Yasunobu Nagaya, Keisuke Okumura, and Takamasa Mori (2015), “Re- cent developments of JAEA’s Monte Carlo code MVP for reactor physics applications”.
[45] Yasunobu Nagaya et al. (2005), “MVP/GMVP version 3: general purpose Monte Carlo codes for neutron and photon transport calculations based on continuous energy and multigroup methods”, JAERI, 1348.
[46] Xuan Ha Nguyen, ChiHyung Kim, and Yonghee Kim (2019), “An ad- vanced core design for a soluble-boron-free small modular reactor ATOM with centrally-shielded burnable absorber”,Nuclear Engineering and Tech- nology, 51 (2), pp. 369–376.
[47] Xuan Ha Nguyen et al. (2016), “Burnable absorber optimization in a super-flux research reactor utilizing plate-type fuel”, European Research Reactor Conference (RRFM) 2016: Conference Proceedings, pp. 1114– 1123.
[48] Miko laj Oettingen and Jerzy Cetnar (2014), “Validation of gadolinium burnout using PWR benchmark specification”, Nuclear Engineering and Design, 273, pp. 359–366.
[49] Keisuke Okumura, Yasunobu Nagaya, and Takamasa Mori (2005), “MVP- BURN: Burn-up calculation code using a continuous-energy Monte Carlo code MVP”, Japan Atomic Energy Agency.
[50] Ali Pazirandeh, Sahar Ghaseminejad, and Morteza Ghaseminejad (2011), “Effects of various spacer grid modeling on the neutronic parameters of the VVER-1000 reactor”, Annals of Nuclear Energy, 38 (9), pp. 1978– 1986.
[51] M Pecchia et al. (2011), “Development and application of MCNP5 and KENO-VI Monte Carlo models for the Atucha-2 PHWR analysis”,Science and Technology of Nuclear Installations, 2011.
[52] Sonia M Reda, SS Mustafa, and Nourhan A Elkhawas (2020), “Investi- gating the Performance and safety features of Pressurized water reactors using the burnable poisons”, Annals of Nuclear Energy, 141, p. 107354. [53] Riham Refeat (2015), “Optimum Erbium Isotopes Composition and Dis-
tribution for Power Flattening in Advanced PWR Fuel Assembly”, J. Mater. Sci. Eng. B, 6 (3-4), p. 85.
[54] Timothy Rogers et al. (2009), “Optimization of PWR fuel assembly radial enrichment and burnable poison location based on adaptive simulated annealing”, Nuclear engineering and design, 239 (6), pp. 1019–1029. [55] ROSATOM (2009), “The AES-2006 reactor plant, a strategic choice, Ru-
sia”.
[56] YM Semchenkov et al. (2007), “Advanced fuel cycles for WWER-1000 reactors”, Proceedings of the seventeenth Symposium of Atomic Energy Research, 1, p. 592.
[57] Keiichi Shibata et al. (2002), “Japanese evaluated nuclear data library version 3 revision-3: JENDL-3.3”,Journal of nuclear science and technol- ogy, 39 (11), pp. 1125–1136.
[58] Keiichi Shibata et al. (2011), “JENDL-4.0: A new library for nuclear science and engineering”, Journal of Nuclear Science and Technology, 48 (1), pp. 1–30.
[59] Irwan Liapto Simanullang and Toru Obara (2017), “Burnup Performance of a PBR with an Accumulative Fuel Loading Scheme Utilizing Burnable Poison Particles in UO2 and ROX Fuels”, Energy Procedia, 131, pp. 61– 68.
[60] Rose Mary GP Souza and Joao ML Moreira (2006), “Power peak factor for protection systems experimental data for developing a correlation”,
Annals of Nuclear Energy, 33 (7), pp. 609–621.
[61] Paul Thomet (1999), “Feasibility studies of a soluble boron-free 900-MW (electric) PWR, core physics–I: Motivations, assembly design, and core control”, Nuclear technology, 127 (3), pp. 259–266.
[62] Hoai Nam Tran and Yasuyoshi Kato (2009), “An optimal loading principle