Mn = Bắt đầu với ký tự “m” và theo sau bởi một số, như thể là m1 hoặc m15.Zaid = Số protrơn và số khối, ví dụ như 06012 cho cácbon. Số khối có độ dài mặc định phải là 3 chữ số và nó đúng bằng số khối của đồng vị cần mơ tả, cịn số protrơn có thể có độ dài là 1 hoặc 2 chữ số. Nếu ta để 3 chữ số của phần số khối là 3 chữ số khơng “000” thì sẽ khơng ghi thành phần tương ứng với nó nữa, mà khi đó chương trình MCNP sẽ tự hiểu là ta khai báo một nguyên tố với thành phần đồng vị có trong tự nhiên, thành phần này sẽ được tự động lấy ra trong thư viện của chương trình. Thành phần = (-) thành phần khối lượng, hoặc (+) thành phần nguyên tử. Không sử dụng lẫn hai loại thành phần này trong việc khai báo cùng một loại vật liệu.
b) Lệnh MODE
Lệnh MODE dùng để lựa chọn loại hạt vận chuyển. MCNP có thể được chạy theo một số mode khác nhau như là:
MODE N - Hạt nơtron MODE P - Hạt photon MODE E - Hạt electron
MODE NP - Hạt nơtron và photon MODE PE - Hạt photon và electron
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
c) Lệnh giới hạn q trình tính tốn mơ phỏng
Có hai cách để ta giới hạn q trình tính tốn mơ phỏng. Đó là giới hạn bằng số lần chạy quá trình phát bức xạ (NPS) và giới hạn bằng thời gian chạy máy tính (CTME).
NPS (History Cutoff Card): Cấu trúc lệnh:
NPS n
Trong đó: n - số lần chạy quy trình Montecarlo (được gọi là history) CTME (Computer Time Cutoff card)
Cấu trúc lệnh:
CTME x
Trong đó: x - thời gian tối đa để máy chạy chương trình MCNP.
Trong một cùng một tệp tin đầu vào ta có thể khai báo đồng thời cả hai lệnh giới hạn trên (NPS n và CTME x) và khi chương trình chạy thoả mãn 1 trong 2 lệnh giới hạn thì máy tính sẽ ngừng q trình tính tốn.
Sau khi chương trình chạy hết số history n hoặc hết thời gian x thì sẽ dừng lại và đưa ra kết quả.
d) Lệnh IMP
Lệnh IMP dùng để lựa chọn tầm quan trọng của ô mạng. Mỗi ô mạng đều phải có tầm quan trọng riêng đối với loại hạt mà ta lựa chọn. Lệnh này giúp chương trình kết thúc history của hạt nếu hạt rơi vào ơ mạng mà có tầm quan trọng bằng 0.
Cấu trúc lệnh:
IMP: n x1 x2 … xi … xI
Trong đó: n – là loại hạt, với các ký hiệu N đối với hạt nơtron, P đối với hạt photon, E đối với hạt electron. N, P hoặc P, E hoặc N, P, E cho phép tầm quan trọng của các ô mạng đối với các hạt là giống nhau. xi – tầm quan trọng của ô mạng thứ i.
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
3.2.2. Mơ hình hình học của bể lƣu giữ lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt
Mô hình ba chiều của bể lò: Chiều cao là 365 cm, đáy là hình vng cạnh 204,5 cm.
Bể làm bằng bê tông dày 50 cm. Chiều cao của mức nước trong bể là 360 cm. Bể chứa 300 ô được phân bố thành 2 bên, mỗi bên là một mạng hình chữ nhật 30×5 ơ với mỗi bước rộng 6,5 cm. Trong mỗi ơ có 1 cốc nhơm dùng để chứa bó nhiên liệu.
Cốc chứa bằng nhơm dày 0,4 cm có đường kính ngồi là 2,5cm.
Các bó nhiên liệu dài 86,5 cm được xem là như nhau về kích thước, thành phần vật liệu, hàm lượng 235
U. Hai đầu của bó nhiên liệu là vật liệu nhôm. Phần nhiên liệu (dài 60 cm) được mơ tả đúng kích thước thật với độ cháy là 30%.
3.2.3. Thƣ viện số liệu
Những vật liệu sử dụng trong tính tốn ở nhiệt độ 20o
C. Trong tính tốn cho nhiên liệu lị Đà Lạt đối với notron sử dụng thư viện tiết diện ENDF/B-VI, thư viện tính cho suất liều là thư viện photon mới nhất với ngưỡng năng lượng đến 1000MeV. Q trình tính tốn liều được thực hiện với việc thay đổi thời gian làm nguội nhiên liệu và thay đổi mức nước bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy. Tally được dùng ở đây là tally F4.
3.2.4. Kỹ thuật giảm phƣơng sai sử dụng trong tính tốn
Kỹ thuật giảm phương sai trong MCNP5[6] và các tính tốn Monte Carlo khác cần làm giảm thời gian tính tốn. Tuy nhiên để kết quả đủ chính xác thì phải có những kỹ thuật giảm sai số. Thậm chí cả với những tính tốn phương sai bằng khơng cũng khơng thể ước lượng đúng một q trình tự nhiên.
Neutron sinh ra từ các bó nhiên liệu trong q trình lưu giữ rất ít, mà xác suất tới một số vùng có tường bê tơng che chắn dầy là rất nhỏ, có thể thu được kết quả với sai số thống kê đủ nhỏ mà khơng tốn q nhiều thời gian tính tốn, như vậy cần áp dụng phương pháp giảm phương sai cửa sổ trọng số. Kỹ thuật giảm phương sai
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
cửa sổ trọng số hiệu chỉnh trọng số các hạt khi chúng thay đổi năng lượng và đi qua các cell khác nhau trong cấu hình của bài tốn. Trong mỗi cell, một biên trọng số thấp và trọng số cao được xác định. Nếu một hạt đi vào một cell hay một hạt được tạo ra trong cell có trọng số trên biên cao thì hạt được tách ra sao cho tổng tất cả các trọng số bằng 1. Ưu điểm của kỹ thuật cửa sổ trọng số là làm việc với biên trọng số tuyệt đối, có thể kiểm sốt sự thăng giáng trọng số, phụ thuộc không gian và năng lượng, rút ngắn thời gian tính.
3.3. Chƣơng trình ORIGEN2
Chương trình ORIGEN2[7] được phát triển bởi Phịng thí nghiệm Oak Ridge (Mỹ) là hệ chương trình để tính sự hình thành, phân rã và quá trình xử lý các vật liệu phóng xạ. ORIGEN2 là một phiên bản sửa đổi và cập nhật các mơ hình lị, tiết diện, hiệu suất phân hạch, số liệu phân rã, số liệu về photon phân rã, cũng như chương trình tính phổ nguồn.
ORIGEN2 là chương trình tính khơng quan tâm đến việc mơ tả cấu trúc hình học. Các yếu tố hình học cấu trúc ảnh hưởng lên kết quả tính tốn đã được xét đến khi tạo ra tiết diện của các hạt nhân bằng chương trình MCNP5 và được dùng để tính tốn hoạt độ sản phẩm kích hoạt trong các vật liệu cấu trúc Lò phản ứng.
ORIGEN2 sử dụng phương pháp hàm mũ ma trận để giải một hệ lớn các phương trình vi phân thường bậc nhất, tuyến tính, kết hợp có các hệ số là hằng số. Biểu thức tổng quát cho sự tạo thành và biến mất của một nhân do quá trình biến đổi hạt nhân và phân rã phóng xạ được viết như sau:
i i N j N k i i i k k ik j j ij i l X f X r X F dt dX 1 1 , (i = 1, …N) Trong đó:
Xi là mật độ nguyên tử của nhân i;
N là số hạt nhân i;
lij là suất phân rã phóng xạ bởi nhân j mà dẫn đến sự tạo thành nhân i;
i và j là hằng số phân rã phóng xạ;
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
là thơng lượng neutron lấy trung bình theo vị trí và năng lượng;
fik là suất hấp thụ neutron bởi nhân k mà dẫn đến sự tạo thành nhân i; ri là tốc độ mất dần của nhân i từ hệ;
Fi là tốc độ thêm vào của nhân i.
Để tính hoạt độ phóng xạ các thành phần vật liệu cho Lò phản ứng Đà Lạt sử dụng thư viện tiết diện nguyên gốc của chương trình ORIGEN2 và có thay đổi một số tiết diện kích hoạt neutron của một số nhân và nguyên tố có thời gian sống dài bằng chương trình MCNP5.
Giả thiết thời gian vận hành lị được tính từ năm từ 1984 đến năm 2020 với 1200 giờ mỗi năm ở cơng suất danh định. Do lịch sử vận hành lị Đà Lạt rất phức tạp nên mô tả thành những khoảng 100 giờ chiếu xạ và 630 giờ làm nguội xen kẽ và được tính trong suốt khoảng thời gian là 37 năm.
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
Chƣơng 4
TÍNH TỐN AN TỒN CHO BỂ LƢU GIỮ NHIÊN LIỆU ĐÃ CHÁY CỦA LÒ PHẢN ỨNG ĐÀ LẠT
Do cấu hình bể lưu giữ nhiên liệu là đối xứng như hình 2.2, bể có 300 cốc chứa chia thành 2 bên mỗi bên chứa tối đa 150 BNL được đặt sát tường bê tông. 2 bên ngăn cách nhau bằng một lớp nước dày 139,5 cm có tác dụng che chắn nơtron và phóng xạ nên 2 phần của bể được coi như độc lập nhau khơng ảnh hưởng gì đến nhau trong các tính tốn tới hạn, nhiệt dư, hoạt độ và suất liều. Trong các mơ phỏng tính tốn để đơn giản ta chỉ cần tính đối với nửa bể.
4.1. Tính tốn tới hạn
4.1.1. Tính tốn tới hạn theo số bó nhiên liệu đƣợc lƣu giữ [1]
Trong nửa bể có 30×5 cốc chứa BNL đã cháy, thực tế bó nhiên liệu lần lượt được xếp theo hàng ngang. Nên khi tính tốn an tồn, chúng tơi đã khảo sát hệ số nhân tới hạn keff theo số lượng bó nhiên liệu được xếp dần dần theo hàng ngang thu được bảng sau:
Bảng 4.1. Hệ số keff theo số lượng bó nhiên liệu được lưu giữ
Cấu hình (BNL) Keff 15 0,57088 ± 0,00013 30 0,69551± 0,00013 45 0,73961± 0,00012 60 0,75931± 0,00014 75 0,77027± 0,00012 90 0,77615 ± 0,00014 105 0,78044 ± 0,00014 120 0,78327 ± 0,00012 135 0,78507 ± 0,00012 150 0,78700 ± 0,00018
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
Theo kết quả thu được từ bảng trên chúng tôi thấy rằng:
Hệ số nhân hiệu dụng nằm trong khoảng từ 0,57 đến 0,79. Số BNL được lưu giữ tăng thì hệ số keff cũng tăng. Tính tốn này hồn tồn đúng với thực tế do lượng nhiên liệu nhiều lên thì hệ số keff cũng tăng lên.
Trong trường hợp giả sử rằng bể chứa đầy nhiên liệu đã cháy thì hệ số nhân hiệu dụng lớn nhất là keff = 0.787±0.00008 < 1. Do vậy bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy được thiết kế không bao giờ đạt được tới hạn ngay cả khi chứa đầy nhiên liệu.
Bể đa ̣t an toàn tới ha ̣n trong trường hợp đầy nước với số lượng tối đa BNL được lưu giữ.
4.1.2. Tính tốn tới hạn bể chứa đầy nhiên liệu bị mất nƣớc.
Giả sử vì lý do nào đó như động đất, chấn động từ các tác nhân bên ngoài, va chạm… làm nứt bể gây mất nước. Tính tốn keff trong trường hợp rủi ro cao nhất, bể chứa tối đa nhiên liệu và mất mức nước khác nhau bằng chương trình MCNP5 chúng tơi thu được các kết quả như sau:
Trường hợp mức nước cao 150 cm. Keff = 0.78700 ± 0.00008
Trường hợp nước ngang bằng với thanh nhiên liệu ( 86.5 cm) Keff = 0.78670 ± 0.00012
Trường hợp nước ngập nửa thanh nhiên liệu Keff= 0.66113 ± 0.00025
Trường hợp bể mất nước hoàn toàn Keff= 0.00947 ± 0.00001
Tất cả các trường hợp trên kết quả keff <1 nên bể cũng không đạt được tới hạn. Hệ số keff giảm dần khi nước cạn dần do: Khi có nước (chất làm chậm) thì nơtron nhanh sẽ được làm chậm thành nơtron nhiệt, phản ứng với 235
U tạo ra phản ứng phân hạch làm tăng hệ số keff. Khi mất nước, nơtron khơng được làm chậm nên
Tính tốn an toàn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
hệ số keff giảm. Tương tự như hiện tượng cân bằng thụ động dùng để điều khiển an tồn trong lị phản ứng.
Kết luận: Bể lưu giữ nhiên li ệu đã cháy của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt được thiết kế đảm bảo an toàn tới ha ̣n.
4.2. Tính tốn nhiệt phân rã và hoạt độ cho bể lƣu giữ nhiên liệu.
Vấn đề thứ hai trong an tồn hạt nhân cần tính đến là tải nhiệt dư. Trong luận văn này, nhiệt dư và hoạt độ phóng xạ được tính bằng chương trình ORIGEN2.
4.2.1. Nhiệt phân rã
Nhiệt phân rã được tính bắt đầu từ lúc nhiên liệu dừng chiếu xạ và được chuyển lên các cốc chứa tạm thời.
a. Nhiệt phân rã của 150 BNL 10 giờ đầu sau chiếu.
Bảng 4.2. Nhiệt phân rã (W) của 150 BNL từ dừng chiếu đến 10 giờ đầu sau chiếu.
Thời gian làm nguội (giờ) 0 1 2 3 4
Hạt nhân nặng và con cháu (W) 0,883 0,464 0,389 0,372 0,366
Sản phẩm phân hạch (W) 282 47,3 35 29 25,2
Tổng nhiệt phân rã của 1 BNL(W) 283 47,7 35,4 29,3 25,5 Tổng nhiệt phân rã của 150 BNL(W) 42400 7160 5310 4400 3830
Thời gian làm nguội ( giờ ) 5 6 7 8 9 10
Hạt nhân nặng và con cháu (W) 0,362 0,358 0,353 0,349 0,346 0,342 Sản phẩm phân hạch (W) 22,5 20,6 19 17,7 16,6 15,7 Tổng nhiệt phân rã của 1
BNL(W)
22,9 20,9 19,3 18 17 16
Tổng Nhiệt phân rã của 150 BNL(W)
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012 0 2 4 6 8 10 0 10000 20000 30000 40000 50000 Nhi et p ha n r a ( W )
Thoi gian (gio)
Nhiet phan ra phu thuoc vao thoi gian