Thông số
HEU LEU
Số thanh nhiên liệu trong một bó nhiên liệu
3 3
Dạng hình lục giác (thanh nhiên liệu ngồi
cùng) 1 1
Dạng hình trụ (các thanh nhiên liệu bên trong)
2 2
Chiều dày, mm
Thanh nhiên liệu (nhiên liệu và vỏ bọc)
2,5 2,5
Nhiên liệu
0,7 0,94
Vỏ bọc (hợp kim nhôm)
0,9 0,78
Độ rộng khe hở giữa các thanh nhiên liệu
2,5-3 2,5-3
Tiết diệng ngang, cm2
Tồn ơ mạng nhiên liệu
10,61 10,61
Dịng nước chảy
5,85 5,85
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
Chiều dài tổng cộng của bó nhiên liệu
865 865
Chiều dài hiệu dụng (phần có nhiên liệu)
600 600 Hàm lượng U-235 Độ giàu, % 36 19,75 Trọng lượng, g Khoảng 40,2 Khoảng 49,7 Nồng độ hạt nhân, x1024 /cm3 (phần có nhiên liệu) U-234 1,43958E-05 1,34219E-05 U-235 1,30312E-03 1,19978E-03 U-238 2,27324E-03 4,80027E-03 Nhôm 5,85612E-02 4,16117E-02 Ơxy - 1,20269E-02
Phía trên của thanh nhiên liệu ngoài cùng được nối với một chi tiết bằng nhơm cũng có dạng hình lục giác với chiều rộng 3,5 cm lớn hơn độ rộng của bó nhiên liệu khoảng 0,3 cm. Các bó nhiên liệu gần kề nhau chống đỡ lẫn nhau bằng mép ngoài chi tiết nêu trên. Phần đầu của bó nhiên liệu có 6 lỗ bên cạnh để nước lưu thơng giữa các lớp ngồi của các bó nhiên liệu, và 6 lỗ trên đỉnh để nước từ trong bó nhiên liệu thốt ra. Thêm vào đó đỉnh các bó nhiên liệu cịn để thực hiện các thao tác bằng dụng cụ cơ khí đặc biệt. Các bó nhiên liệu chủ yếu được đỡ ở đáy của vùng hoạt bằng cách gắn phần đuôi của chúng vào các lỗ ở hai mâm xoi lỗ dưới đáy. Hai thanh nhiên liệu bên trong bó nhiên liệu có dung sai dịch chuyển trong
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
phạm vi cho phép để bù trừ sự giãn nở nhiệt của các thanh nhiên liệu.
Hình 2.3. Mơ hình mặt cắt ngang của bó nhiên liệu HEU của lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
Chƣơng 3
PHƢƠNG PHÁP VÀ CHƢƠNG TRÌNH TÍNH TỐN 3.1. Phƣơng pháp tính tốn
Đối với tính tốn an tồn hạt nhân, hệ số nhân tới hạn keff , nhiệt dư, suất liều cần được tính tốn. Trong các tính tốn này, hình học bể và bó nhiên liệu được mơ phỏng là gần với thực tế nhất. Để đảm bảo trường hợp cao nhất của các kết quả tính tốn, số bó nhiên liệu được tính lưu giữ trong bể lớn nhất và lượng nhiên liệu nhiều nhất, được tính như là nhiên liệu mới.
Hệ số nhân tới hạn được tính bằng chương trình MCNP5 với lệnh kcode và thời gian được chọn sao cho sai số khoảng vài phần nghìn.
Cơng suất nhiệt và hoạt độ phóng xạ được tính bằng chương trình Origen2 dùng để tính tốn cho sự cháy: Độ cháy trung bình của nhiên liệu là 30%, thời gian cháy căn cứ vào lịch sử vận hành của lị.
Suất liều đảm bảo an tồn cho nhân viên vận hành. Năng lượng của 18 nhóm năng lượng tính từ chương trình Origen2 là đầu vào cho chương trình MCNP5 như mơ hình sau:
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
3.2. Chƣơng trình MCNP5
MCNP [8] (Monte Carlo N-Particle) là phần mềm ứng dụng phương pháp Monte Carlo để mơ phỏng các q trình vật lý mang tính thống kê (các q trình vận chuyển, phân rã hạt nhân, tương tác giữa hạt nhân với vật chất, thông lượng neutron …) . MCNP sử dụng các thư viện dữ liệu của các quá trình hạt nhân, gieo số ngẫu nhiên tuân theo các quy luật phân bố, ghi lại sự kiện lịch sử của một hạt phát ra từ nguồn đến hết thời gian sống của nó hoặc thốt khỏi mơi trường cần nghiên cứu.
Hình 3.1. Sơ đồ tính suất liều của bể lưu giữ của lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt
MCNP5
Thƣ viện tiết diện MCNP Hình học và thành phần vật liệu Lịch sử vận hành lò Thành phần vật liệu ORIGEN2 Suất liều Phổ năng lƣợng của 18 nhóm photon Thƣ viện tiết diện
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
Phương pháp Monte Carlo được phát triển vào những năm 1940 tại phịng thí nghiệm quốc gia Los Alamos ( Mỹ ). Chương trình MCNP sử dụng để tính sự vận chuyển với phổ năng lượng liên tục của neutron, photon và electron trong cấu trúc ba chiều phụ thuộc vào thời gian. Chương trình có nhiều ứng dụng như: thiết kế Lị phản ứng, tính tốn an tồn tới hạn, che chắn và bảo vệ, phân tích và thiết kế đầu dị, vật lý trị liệu, nghiên cứu khí quyển, nhiệt phát quang do phóng xạ, chụp ảnh bằng phóng xạ.
Số liệu thư viện được dùng trong chương trình rất đa dạng và phong phú bao gồm các thư viện với năng lượng liên tục, gián đoạn cho tính tốn neutron, photon và electron.
Phương pháp Monte-Carlo là một phương pháp số giải các bài tốn thơng qua việc mơ hình hóa các đại lượng ngẫu nhiên. Sự vận chuyển neutron trong môi trường tuân theo quy luật thống kê, trong đó mật độ xác suất của các thơng số tương tác khác nhau có thể được giả thiết là đã biết hoặc có thể được suy ra từ các quy luật vật lý. Do vậy, sự chuyển động của neutron trong mơi trường có thể được mơ tả qua các đại lượng ngẫu nhiên. Ở đây ta quan tâm đến trạng thái đặc trưng qua vị trí, năng lượng, hướng bay của một neutron được chọn trên đường đi của nó trong mơi trường. Từ tập hợp các đường đi của hạt đã được tính, chúng được đánh dấu như một biến cố. Ta chọn tùy ý một trạng thái phân bố 0(x) và như trạng thái đầu x’ được đặt vào nhân tích phân K(x’,x) của phương trình:
AK x x x dx x x) ( , ) ( ) ( )
( 0
Tiếp theo, trạng thái sau tương tác lần thứ nhất được phát hiện. Trạng thái này lại được thay thế vào K(x’,x) và xác định được trạng thái sau tương tác thứ hai. Phương pháp này cứ tiếp tục cho đến khi neutron bị hấp thụ mà không cần theo dõi đường đi của nó. Việc đánh giá độ lớn các biến cố sẽ cho ta hàm số (x) hoặc các hàm số được suy ra theo các điểm có giá trị xi cho trước của trạng thái.
Khi vị trí của va chạm thứ nhất được xác định, các số ngẫu nhiên tiếp theo được dùng để tính tốn thốt ra của va chạm thứ nhất, vị trí của va chạm thứ hai,
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
v.v. Tiếp tục thủ tục này cho đến khi neutron kết thúc lịch sử của mình, chẳng hạn do việc rò ra khỏi hệ thống hay do hấp thụ.
Độ chính xác của phương pháp Monte Carlo được xác định bởi một số lượng lớn lịch sử vận chuyển các neutron được mô phỏng. Thường lịch sử vận chuyển số neutron được mơ phỏng càng lớn, độ chính xác của kết quả tính tốn càng cao. So với các phiên bản trước đây, phiên bản MCNP5 có nhiều điểm mới như tăng tính năng đồ họa ba chiều, cửa sổ trọng số của hạt, các phương pháp giảm phương sai v.v.
3.2.1. Mô tả tệp tin đầu vào của MCNP
Một tệp tin đầu vào của MCNP có bốn mục chính: Tiêu đề, định nghĩa ơ, định nghĩa bề mặt, và mô tả dữ liệu.
Hình sau sẽ cho ta thấy cấu trúc khái quát của tệp tin MCNP đầu vào.
Tiêu đề
Các thẻ ô - Khối 1
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Một dòng để trống duy nhất để giới hạn (bắt buộc)
Các thẻ bề mặt - Khối 2
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Một dòng để trống duy nhất để giới hạn (bắt buộc)
Các thẻ dữ liệu - Khối 3
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Một dịng để trống duy nhất (tùy ý, khơng bắt buộc)
Sau dịng để trống này ta có thể viết bất cứ điều gì nhằm chú thích thêm cho bài tốn mơ phỏng, hay những điều ta cần ghi nhớ.
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
3.2.1.1. Tiêu đề
Tiêu đề là thẻ đầu tiên trong một tệp tin đầu vào MCNP.
3.2.1.2. Mơ hình hố hình học
MCNP đề cập vấn đề mơ hình chủ yếu dựa trên các mối quan hệ của vùng, miền hay khối được bao bởi một hay 2 mức bề mặt. Các ô được định nghĩa bởi sự giao nhau, sự kết hợp và phần bù của các vùng, miền và chứa phần bên trong của mỗi ô được điền đầy bởi 1 loại vật liệu duy nhất do người sử dụng định nghĩa.
Khi viết mã chương trình tệp tin đầu vào, trong phần mơ hình hố các thẻ ơ sẽ được viết trước, sau đó đến các thẻ bề mặt. Tuy nhiên để cho dễ hiểu ta sẽ đề cấp đến phần thẻ bề mặt trước.
a. Các thẻ bề mặt
Khuôn mẫu đặc trưng cho thẻ bề mặt là:
Hình 3.3. Khng mẫu thẻ bề mặt
Số bề mặt, j, là một số nguyên từ 1 đến 99999. Dùng để đặt tên cho bề mặt. Định nghĩa mặt, a, là một từ khoá. Từ khoá là tập hợp của 1 hay nhiều ký tự đã
được định nghĩa từ trước bởi chương tình mơ phỏng, dùng để chỉ ra loại loại của bề mặt j ví dụ (a ≡ P : mặt phẳng dạng tổng quát, a ≡ PX : Mặt phẳng vng góc với trục ox, a ≡ SO: mặt cầu có tâm là trùng với gốc toạ độ…). Ứng với mỗi từ khố này sẽ có một phương trình trong hệ toạ độ đề các ba chiều oxyz để định nghĩa mặt đó cùng với các tham số.
Phần danh sách: Bao gồm các tham số được khai báo bằng một giá trị cụ thể
Tính tốn an tồn cho bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 2012
lượng các tham số phụ thuộc vào từ khố khai báo trước đó. Các tham số này phải được khai báo theo một tuần tự nhất định.
Mọi bề mặt đều có một miền logic “dương” và một miền logic “âm”. Hai miền logic này được ngăn cách bởi chính bề mặt đó. Để xác định được đâu là miền logic “dương”, đâu là miền logic “âm” ta sử dụng phương pháp sau: mọi điểm mà
( , , ) 0
f x y z thì thuộc miền logic “dương” của bề mặt đó, và mọi điểm mà
( , , ) 0
f x y z thì thuộc miền logic “âm” của bề mặt đó. Ví dụ đối với mặt trụ ở trên
miền khơng gian phía bên trong mặt trụ có giá trị logic “âm” và miền khơng gian phía bên ngồi mặt trụ có giá trị logic “dương”.
Bảng 3.2 dưới đây được dẫn từ file hướng dẫn kèm theo phần mềm MCNP là danh sách định nghĩa các bề mặt mà MCNP sử dụng để thiết lập hình học của vấn đề mô phỏng.