ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN NGUYỄN HOÀNG HẢI TÍNH TOÁN KHẢO SÁT MỘT SỐ THÔNG SỐ VẬT LÝ NEUTRON CỦA LOẠI LÒ PHẢN ỨNG NGUỒN NEUTRON NHỎ MNSR Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử, hạt nhân lượng cao Mã số: 60 44 05 LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: TS ĐỖ QUANG BÌNH THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH – NĂM 2011 LỜI CẢM ƠN Để hoàn thành luận văn này, nhận giúp đỡ tận tình nhiều người Nhân dịp này, xin bày tỏ lòng biết ơn chân thành sâu sắc đến: - Gia đình ủng hộ to lớn công việc sống hàng ngày - Thầy Đỗ Quang Bình, người tận tình dìu dắt, giúp đỡ từ ngày sinh viên đại học - Thầy Châu Văn Tạo quan tâm lời khuyên thầy dành cho - Các thầy cô khác Bộ môn Vật lý Hạt nhân truyền dạy kiến thức suốt năm học Bộ môn - Các bạn lớp Cao học Vật lý Hạt nhân K18, người đồng hành suốt ba năm vừa qua MỤC LỤC Đề mục Trang MỤC LỤC DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU VÀ CÁC CHỮ VIẾT TẮT DANH MỤC CÁC BẢNG DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ MỞ ĐẦU CHƯƠNG TỔNG QUAN VỀ LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN 12 1.1 Phản ứng phân hạch hạt nhân 12 1.1.1 Cơ chế phản ứng phân hạch hạt nhân .12 1.1.2 Các hạt nhân phân hạch 13 1.1.3 Các sản phẩm phân hạch 14 1.1.4 Các neutron phản ứng phân hạch 15 1.2 Nguyên tắc hoạt động lò phản ứng hạt nhân 19 1.3 Cấu tạo lò phản ứng hạt nhân 20 CHƯƠNG LÝ THUYẾT LÒ PHẢN ỨNG .23 2.1 Các định nghĩa ký hiệu 23 2.1.1 Mật độ thông lượng neutron .23 2.1.2 Dòng neutron 24 2.1.3 Các nguồn độc lập 24 2.1.4 Các tiết diện xác suất chuyển 24 2.1.5 Tốc độ tương tác 26 2.2 Phương trình vận chuyển neutron 26 2.2.1 Phương trình vi tích phân 26 2.2.2 Phương trình tích phân 28 2.2.3 Điều kiện bề mặt phân cách điều kiện biên 29 2.2.3.1 Điều kiện bề mặt phân cách .29 2.2.3.2 Điều kiện biên 30 2.3 Phương trình khuếch tán neutron 31 2.3.1 Phương trình khuếch tán neutron nhóm lượng 31 2.3.2 Hệ phương trình khuếch tán neutron nhiều nhóm lượng 33 2.3.3 Điều kiện bề mặt phân cách điều kiện biên 35 2.3.3.1 Điều kiện bề mặt phân cách .35 2.3.3.2 Điều kiện biên 35 2.4 Làm chậm neutron 36 2.4.1 Cơ chế làm chậm neutron 36 2.4.2 Phổ lượng neutron làm chậm 39 2.4.2.1 Chất làm chậm không hấp thụ neutron .39 2.4.2.2 Chất làm chậm có hấp thụ neutron 40 CHƯƠNG CÁC CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TOÁN 42 3.1 Chương trình WIMS .42 3.1.1 Tổng quan 42 3.1.2 Cơ sở lý thuyết 43 3.1.2.1 Phương pháp tọa độ gián đoạn 43 3.1.2.2 Phương pháp xác suất va chạm 43 3.1.3 Cấu trúc chương trình 45 3.1.4 Mô tả số liệu đầu vào .47 3.2 Chương trình CITATION .48 3.2.1 Tổng quan 48 3.2.2 Cơ sở lý thuyết 49 3.2.3 Mô tả số liệu đầu vào .52 CHƯƠNG MÔ TẢ LÒ PHẢN ỨNG NGUỒN NEUTRON NHỎ MNSR VÀ XÂY DỰNG MÔ HÌNH CHO CÁC CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TOÁN 56 4.1 Mô tả lò phản ứng nguồn neutron nhỏ MNSR .56 4.1.1 Mô tả chung lò MNSR 56 4.1.2 Mô tả vùng hoạt lò MNSR .58 4.1.3 Mô tả vành phản xạ 59 4.2 Xây dựng mô hình tính toán cho chương trình WIMS 60 4.2.1 Mô hình tính toán ô mạng nhiên liệu 60 4.2.2 Mô hình tính toán ô mạng điều khiển .61 4.2.3 Mô hình tính toán ô mạng nước nhẹ 62 4.2.4 Mô hình tính toán ô mạng beryllium 64 4.3 Xây dựng mô hình tính toán cho chương trình CITATION 65 CHƯƠNG KẾT QUẢ TÍNH TOÁN VÀ BIỆN LUẬN 67 5.1 Kết tính toán toán ô mạng dùng WIMS 67 5.2 Kết tính toán toán toàn lò dùng CITATION .69 5.2.1 Hệ số nhân hiệu dụng độ phản ứng .69 5.2.2 Độ hiệu dụng đặc trưng tích phân điều khiển 71 5.2.3 Phân bố thông lượng neutron 73 5.2.4 Ảnh hưởng vị trí điều khiển lên phân bố thông lượng neutron nhiệt 80 5.2.5 Độ hiệu dụng beryllium đỉnh vùng hoạt 82 5.2.6 Hệ số nhiệt độ độ phản ứng chất làm chậm 85 5.2.7 Hệ số bất đồng công suất 86 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 88 DANH MỤC CÔNG TRÌNH 91 TÀI LIỆU THAM KHẢO 92 PHỤ LỤC 95 DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU VÀ CÁC CHỮ VIẾT TẮT CÁC KÝ HIỆU A: số khối ν: số neutron trung bình sinh sau phản ứng phân hạch E: lượng neutron (MeV) χ(E): phổ neutron tức thời β: thành phần tương đối số neutron trễ toàn số neutron phân hạch βi: suất neutron trễ nhóm i T1/2: chu kì bán rã mảnh vỡ phân hạch (s) k: hệ số nhân k∞: hệ số nhân vô keff: hệ số nhân hiệu dụng η: số neutron tạo thành hạt nhân phân hạch hấp thụ neutron σf: tiết diện vi mô phân hạch (cm2) σa: tiết diện vi mô hấp thụ (cm2) f: hệ số sử dụng neutron nhiệt -1 Σ fa : tiết diện vĩ mô hấp thụ nhiên liệu (cm ) Σa: tiết diện hấp thụ vĩ mô (cm-1) ε: hệ số nhân neutron nhanh p: xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng PF: xác suất tránh rò neutron nhanh PT: xác suất tránh rò neutron nhiệt n( r, Ω , E, t): mật độ góc neutron n( r , E, t): mật độ neutron Ω : hướng chuyển động neutron Φ( r , Ω , E, t): thông lượng góc neutron Φ( r , E, t): thông lượng neutron toàn phần J (r, E, t ) : dòng neutron S( r , Ω , E, t): nguồn độc lập D: hệ số khuếch tán (cm) ξ: thông số va chạm Q: mật độ làm chậm (σa)eff: tiết diện hấp thụ hiệu dụng (cm2) Ieff: tích phân cộng hưởng hiệu dụng ρ: độ phản ứng (mk) Δρ: độ hiệu dụng (mk) αT: hệ số nhiệt độ độ phản ứng (mk/0C) CÁC CHỮ VIẾT TẮT ADS: Automatic Depressurization System AEE Winfrith: Atomic Energy Establishment Winfrith CIAE: China Institute of Atomic Energy DSN: Discrete SN ECCS: Emergency Core Cooling System FRM II: Forschungsreaktor Munchen II HPCI: High Pressure Coolant Injection system HTGCR: High Temperature Gas Cooled Reactor KAMINI: Kalpakkam Mini Reactor LPCI: Low Pressure Coolant Injection system MCNP: Monte Carlo N – Particle MNSR: Miniature Neutron Source Reactor MOX: Mixed Oxide OPAL: Open Pool Australian Light – Water Reactor PPF: Power Peaking Factor RPS: Reactor Protective System SAR: Safety Analysis Report UKNDL: United Kingdom Nuclear Data Library WIMS: Winfrith Improved Multi – group Scheme DANH MỤC CÁC BẢNG Bảng Trang Bảng 1.1 Năng lượng ngưỡng lượng liên kết số hạt nhân 13 Bảng 1.2 Các số ν0 a 16 Bảng 1.3 Các đặc trưng neutron trễ số hạt nhân khác 18 Bảng 2.1 Các thông số số chất làm chậm 38 Bảng 4.1 Cách bố trí vị trí đặt nhiên liệu vùng hoạt lò MNSR .58 Bảng 4.2 Tóm tắt số thông số lò MNSR 59 Bảng 4.3 Mật độ nồng độ thành phần ô mạng nhiên liệu 61 Bảng 4.4 Mật độ nồng độ thành phần ô mạng điều khiển 62 Bảng 4.5 Mật độ nồng độ thành phần ô mạng nước nhẹ .63 Bảng 4.6 Mật độ nồng độ thành phần ô mạng beryllium 65 Bảng 5.1 Hằng số nhóm loại vật liệu 68 Bảng 5.2 Tiết diện tán xạ loại vật liệu 69 Bảng 5.3 Sự phụ thuộc hệ số nhân hiệu dụng độ phản ứng vào chiều dài phần điều khiển đưa vào vùng hoạt 72 Bảng 5.4 Sự phụ thuộc độ hiệu dụng vào chiều dài phần điều khiển đưa vào vùng hoạt .73 Bảng 5.5 Sự phụ thuộc hệ số nhân hiệu dụng độ phản ứng vào bề dày beryllium đỉnh vùng hoạt .82 Bảng 5.6 Sự phụ thuộc độ hiệu dụng beryllium vào bề dày .83 Bảng 5.7 Sự phụ thuộc hệ số nhân hiệu dụng độ phản ứng vào nhiệt độ chất làm chậm 86 DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ Hình Trang Hình 1.1 Cơ chế phản ứng phân hạch hạt nhân 12 Hình 1.2 Suất mảnh vỡ phân hạch 235U .14 Hình 1.3 Phổ neutron tức thời phân hạch 235U .17 Hình 1.4 Cơ chế sinh neutron trễ phân rã 87Br 18 Hình 4.1 Mặt cắt đứng lò MNSR 57 Hình 4.2 Mặt cắt ngang lò MNSR 57 Hình 4.3 Mặt cắt ngang vùng hoạt lò MNSR 58 Hình 4.4 Ô mạng nhiên liệu 61 Hình 4.5 Ô mạng điều khiển 62 Hình 4.6 Ô mạng nước nhẹ .63 Hình 4.7 Ô mạng beryllium .64 Hình 4.8 Mô hình toàn lò chương trình CITATION 66 Hình 5.1 Đặc trưng tích phân điều khiển 72 Hình 5.2 Phân bố thông lượng neutron theo bán kính tọa độ Z = 34,85 cm 74 Hình 5.3 Phân bố thông lượng neutron theo bán kính tọa độ Z = 34,588 cm theo tính toán K Khattab cộng 75 Hình 5.4 Phân bố thông lượng neutron theo bán kính tọa độ Z = 54,2 cm 76 Hình 5.5 Phân bố thông lượng neutron theo bán kính tọa độ Z = 49,65 cm theo tính toán K Khattab cộng 76 Hình 5.6 Phân bố thông lượng neutron theo chiều cao tọa độ R = 6,76 cm 77 Hình 5.7 Phân bố thông lượng neutron theo chiều cao tọa độ R = 6,849 cm theo tính toán K Khattab cộng 77 Hình 5.8 Phân bố thông lượng neutron theo chiều cao tọa độ R = 16,363 cm 79 Hình 5.9 Phân bố thông lượng neutron theo chiều cao tọa độ R = 16,593 cm theo tính toán K Khattab cộng 79 Hình 5.10 Phân bố thông lượng neutron nhiệt theo bán kính tọa độ Z = 34,85 cm theo vị trí khác điều khiển 80 Hình 5.11 Phân bố thông lượng neutron nhiệt theo chiều cao tọa độ R = 1,832 cm theo vị trí khác điều khiển 81 Hình 5.12 Phân bố thông lượng neutron nhiệt theo chiều cao tọa độ R = 6,76 cm theo vị trí khác điều khiển 81 Hình 5.13 Sự phụ thuộc độ hiệu dụng beryllium vào bề dày 84 Hình 5.14 Sự phụ thuộc độ hiệu dụng beryllium vào bề dày theo tính toán K Khattab I Sulieman 84 84 25 Δρ (mk) 20 15 10 Δρ Δρ (tính toán tham khảo hai chiều) [16] Δρ (tính toán tham khảo ba chiều) [16] Δρ (thực nghiệm) [16] 0 10 12 Bề dày (cm) Hình 5.13 Sự phụ thuộc độ hiệu dụng beryllium vào bề dày Hình 5.14 Sự phụ thuộc độ hiệu dụng beryllium vào bề dày theo tính toán K Khattab I Sulieman [20] Bảng 5.5 cho thấy với bề dày beryllium thay đổi từ cm đến 10,95 cm, hệ số nhân hiệu dụng tăng lên từ 1,003908 đến 1,026230, độ phản ứng tăng tương ứng từ 3,89 mk lên 25,55 mk 85 Sự phụ thuộc độ hiệu dụng beryllium vào bề dày biểu diễn bảng 5.6 hình 5.13 Độ hiệu dụng beryllium tính cách lấy độ phản ứng có beryllium trừ cho độ phản ứng beryllium Kết tính toán so sánh với kết K Khattab I Khamis [16] tính hệ chương trình WIMS – CITATION với hình học hai chiều ba chiều kết thực nghiệm Theo đó, sai số tương đối cực đại kết tính toán thực nghiệm vào khoảng 17% Độ hiệu dụng cực đại beryllium ứng với bề dày 10,95 cm 21,66 mk Hình 5.14 cho thấy phụ thuộc độ hiệu dụng beryllium vào bề dày theo kết tính toán K Khattab I Sulieman chương trình MCNP [20] Theo đó, độ hiệu dụng cực đại tính theo MCNP vào khoảng 22 mk Kết tính toán phụ thuộc độ hiệu dụng beryllium vào bề dày luận văn có phù hợp tốt so với kết tính toán K Khattab I Sulieman [20] Qua kết trên, thấy rằng, phụ thuộc độ hiệu dụng beryllium vào bề dày kết tính toán mô tác giả khác thực nghiệm có sai khác Do điều kiện thực nghiệm không mô tả cụ thể, nên chưa thể giải thích nguyên nhân sai khác 5.2.6 Hệ số nhiệt độ độ phản ứng chất làm chậm Hệ số nhiệt độ độ phản ứng thông số quan trọng an toàn lò phản ứng hạt nhân Hệ số nhiệt độ độ phản ứng αT tính công thức 5.2 αT = dρ dk = dT k dT (5.2) Với T nhiệt độ Trong phần này, hệ số nhiệt độ độ phản ứng tính cho chất làm chậm Hệ số nhân hiệu dụng độ phản ứng tính nhiệt độ khác chất làm chậm, đồng thời mật độ chất làm chậm thay đổi tương ứng với nhiệt độ Cụ thể, hệ số nhân hiệu dụng độ phản ứng khảo sát năm nhiệt độ: 200C, 300C, 400C, 450C 500C với mật độ (g/cm3) tương ứng 0,9982; 0,9956; 0,9922; 0,99022 0,988 Kết cho bảng 5.7 86 Bảng 5.7 Sự phụ thuộc hệ số nhân hiệu dụng độ phản ứng vào nhiệt độ chất làm chậm T (0C) keff keff (tham ρ (mk) ρ (mk) (tham khảo) [12] khảo) [12] 20 1,003908 1,00390 3,8927 3,88485 30 1,002576 1,00299 2,5693 2,28477 40 1,001557 1,00122 1,5545 1,21851 45 1,000971 50 1,000204 0,9700 1,00053 0,2039 0,52972 Từ số liệu bảng 5.7, hệ số nhiệt độ độ phản ứng trung bình chất làm chậm khoảng nhiệt độ khác có giá trị là: - Với nhiệt độ từ 200C đến 450C, hệ số nhiệt độ độ phản ứng chất làm chậm αT = -0,11690 (mk/0C) Trong công trình I Khamis I Sulieman [15], theo báo cáo phân tích an toàn SAR, khoảng nhiệt độ này, hệ số nhiệt độ độ phản ứng chất làm chậm αT ≈ -0,1 (mk/0C) - Với nhiệt độ từ 200C đến 500C, hệ số nhiệt độ độ phản ứng chất làm chậm αT = -0,12229 (mk/0C) Kết tính toán A Hainoun cộng [12] MCNP cho thấy khoảng nhiệt độ này, hệ số nhiệt độ độ phản ứng chất làm chậm αT = -0,11233 (mk/0C) Sai số tương đối kết tính toán luận văn kết A Hainoun cộng [12] 8,8% 5.2.7 Hệ số bất đồng công suất Hệ số bất đồng công suất PPF thông số quan trọng toán thủy nhiệt toán phân tích an toàn lò phản ứng Hệ số bất đồng công suất tính cách lấy mật độ công suất cực đại chia cho mật độ công suất trung bình Mật độ công suất trung bình 1,560010 (W/cm3) Mật độ công suất cực đại 1,973227 (W/cm3) Như vậy, hệ số bất đồng công suất 1,26 Do giá trị tham khảo hệ số bất đồng công suất cấu hình 347 nhiên liệu, nên kết so sánh với giá trị hệ số bất đồng 87 công suất F Faghihi S M Mirvakili [9] tính hệ chương trình WIMS – CITATION cho cấu hình 343 nhiên liệu lò MNSR Iran Hệ số bất đồng công suất công trình F Faghihi S M Mirvakili [9] 1,26 88 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ Với mục đích đặt ban đầu tính toán thông số vật lý neutron loại lò phản ứng nguồn neutron nhỏ MNSR hai chương trình WIMS CITATION, luận văn giải vấn đề sau: - Đối với toán ô mạng, luận văn xây dựng mô hình tính toán cho bốn loại ô mạng loại lò MNSR, bao gồm: ô mạng nhiên liệu, ô mạng điều khiển, ô mạng nước nhẹ ô mạng beryllium Kết toán ô mạng số nhóm bốn loại vật liệu lò phản ứng hệ số nhân vô ô mạng nhiên liệu Các số nhóm sử dụng cho tính toán vật lý neutron loại lò MNSR phương pháp tất định Hệ số nhân vô ô mạng nhiên liệu k∞ = 1,752804 - Đối với toán toàn lò, số thông số vật lý neutron khảo sát Các thông số gồm có: hệ số nhân hiệu dụng độ phản ứng số trường hợp, độ hiệu dụng đặc trưng tích phân điều khiển, phân bố thông lượng neutron theo bán kính theo chiều cao số vị trí lò phản ứng, ảnh hưởng vị trí điều khiển lên phân bố thông lượng neutron nhiệt số vị trí lò phản ứng, thay đổi hệ số nhân hiệu dụng độ phản ứng theo bề dày lớp phản xạ beryllium đỉnh vùng hoạt, hệ số nhiệt độ độ phản ứng chất làm chậm hệ số bất đồng công suất + Hệ số nhân hiệu dụng lò phản ứng thay đổi từ 0,997547 đến 1,003908 tùy theo vị trí điều khiển Độ phản ứng dự trữ lò 3,8927 mk độ sâu dập lò -2,4590 mk Các kết tương đối phù hợp với công bố tác giả khác Theo tính toán lý thuyết thực nghiệm tác giả khác, độ phản ứng dự trữ lò nằm khoảng từ 3,8848 mk đến 5,1434 mk độ sâu dập lò nằm khoảng từ -2,52 mk đến -1,40 mk Theo báo cáo phân tích an toàn, độ phản ứng dự trữ lò nằm khoảng 3,5 mk đến mk độ sâu dập lò nằm khoảng -3,1 mk đến -2,7 mk 89 + Độ hiệu dụng điều khiển 6,3517 mk Theo công bố tác giả khác, thông số có giá trị từ 6,2 mk đến mk Theo báo cáo phân tích an toàn, độ hiệu dụng điều khiển 6,8 mk Đặc trưng tích phân điều khiển khảo sát Theo đó, sai số tương đối cực đại kết tính toán thực nghiệm tham khảo vào khoảng 3,5% + Phân bố thông lượng neutron bốn nhóm lượng khảo sát theo trục tọa độ, cho thấy quy luật biến đổi thông lượng neutron qua vùng vật liệu lò phản ứng Quy luật biến đổi phù hợp mặt vật lý + Phân bố thông lượng neutron nhiệt khảo sát theo bán kính theo chiều cao số vị trí lò phản ứng ba trường hợp: điều khiển rút lên hoàn toàn khỏi vùng hoạt, điều khiển đưa nửa vào vùng hoạt điều khiển đưa hoàn toàn vào vùng hoạt Kết khảo sát cho thấy ảnh hưởng vị trí điều khiển lên phân bố thông lượng neutron nhiệt xuất vị trí gần với điều khiển + Trong lò MNSR, vành phản xạ beryllium bố trí đỉnh vùng hoạt, để bù trừ cho cháy nhiên liệu nhiễm độc lò Độ hiệu dụng vành phản xạ tính toán Theo đó, độ hiệu dụng ứng với bề dày cực đại vành phản xạ beryllium 21,66 mk Sai số tương đối kết so với kết thực nghiệm tác giả khác vào khoảng 17% + Hệ số nhiệt độ độ phản ứng chất tải nhiệt cung cấp luận văn Hệ số có giá trị αT = -0,1169 (mk/0C) khoảng nhiệt độ từ 200C đến 450C αT = -0,12229 (mk/0C) khoảng nhiệt độ từ 200C đến 500C Kết công bố tác giả khác, hệ số khoảng nhiệt độ tương ứng có giá trị αT ≈ -0,1 (mk/0C) αT = -0,11233 (mk/0C) + Cuối cùng, hệ số bất đồng công suất có giá trị 1,26 Đây thông số quan trọng toán thủy nhiệt toán phân tích an toàn Các hướng nghiên cứu tiếp tục tương lai: 90 - Các thông số vật lý neutron luận văn tính toán phương pháp tất định Do đó, thông số nên khảo sát lại phương pháp xác suất (ví dụ chương trình MCNP) - Đánh giá hiệu ứng nhiễm độc lò phản ứng MNSR beryllium gây - Tính toán cháy nhiên liệu cho lò phản ứng MNSR - Nghiên cứu quản lý nhiên liệu vùng hoạt lò phản ứng MNSR 92 TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt [1] Đỗ Quang Bình, Nguyễn Phước Lân (2003), Tài liệu hướng dẫn sử dụng chương trình CITATION, Trung tâm Hạt nhân TP.HCM, thành phố Hồ Chí Minh [2] Nguyễn Hoàng Hải (2007), Tính toán hệ số nhân hiệu dụng phân bố thông lượng nơtron cho lò phản ứng nghiên cứu đa mục tiêu, Khóa luận tốt nghiệp đại học, Đại học Khoa học Tự nhiên TP.HCM, thành phố Hồ Chí Minh [3] Ngô Quang Huy (2003), Vật lý lò phản ứng hạt nhân, Nhà xuất Đại học Quốc gia Hà Nội, Hà Nội [4] Phạm Đình Khang (2007), Giáo trình vật lý nơtron, Nhà xuất Đại học Quốc gia Hà Nội, Hà Nội Tiếng Anh [5] M Albarhoum (2005), “A – D Neutronics Model for the Calibration of the Control Rod of the Syrian MNSR”, Progress in Nuclear Energy, 46 (2), pp 159 – 164 [6] ANSWERS Software Service, AEA Technology (1997), WIMSD – A Neutronics Code for Standard Lattice Physics Analysis, Winfrith, United Kingdom [7] George I Bell, Samuel Glasstone (1970), Nuclear Reactor Theory, Van Nostrand Reinhold Company, New York, USA [8] James J Duderstadt, Louis J Hamilton (1976), Nuclear Reactor Analysis, John Wiley & Sons, New York, USA [9] F Faghihi, S M Mirvakili (2009), “Burn up calculations for the Iranian miniature reactor: A reliable and safe research reactor”, Nuclear Engineering and Design, 239, pp 1000 – 1009 [10] T B Fowler, D R Vondy, G W Cunningham (1971), Nuclear Reactor Core Analysis Code: CITATION, Oak Ridge, Tennessee, USA 93 [11] A Hainoun, S Alissa (2005), “Full – scale modelling of the MNSR reactor to simulate normal operation, transients and reactivity insertion accidents under natural circulation conditions using the thermal hydraulic code ATHLET”, Nuclear Engineering and Design, 235, pp 33 – 52 [12] A Hainoun, H Haj Hassan, N Ghazi (2009), “Determination of major kinetic parameters of the Syrian MNSR for different fuel loading using Monte Carlo technique”, Annals of Nuclear Energy, 36, pp 1663 – 1667 [13] IAEA (2010), Nuclear Technology Review 2010, Vienna, Austria [14] Mazen M Abu Khader (2009), “Recent advances in nuclear power: A review”, Progress in Nuclear Energy, 51, pp 225 – 235 [15] I Khamis, I Sulieman (2006), “Monte Carlo simulation of a conceptual thermal column in the Syrian miniature neutron source reactor using MCNP – 4C”, Annals of Nuclear Energy, 33, pp 622 – 626 [16] K Khattab, I Khamis (2004), “Calculation of the Top Beryllium Shim Plate Worths for the Syrian Miniature Neutron Source Reactor”, Progress in Nuclear Energy, 44 (1), pp 33 – 42 [17] K Khattab, H Omar, N Ghazi (2009), “Four energy group neutron flux distributions in the Syrian Miniature Neutron Source Reactor using the WIMSD4 and CITATION codes”, Progress in Nuclear Energy, 51, pp 297 – 302 [18] K Khattab, H Omar, N Ghazi (2006), “The effect of temperature and control rod position on the spatial neutron flux distribution in the Syrian miniature neutron source reactor”, Nuclear Engineering and Design, 236, pp 2419 – 2423 [19] K Khattab, I Sulieman (2009), “Assessment of fuel conversion from HEU to LEU in the Syrian MNSR reactor using the MCNP code”, Progress in Nuclear Energy, 51, pp 727 – 730 94 [20] K Khattab, I Sulieman (2011), “Monte Carlo simulation of core physics parameters of the Syrian MNSR reactor”, Annals of Nuclear Energy, 38, pp 1211 – 1213 [21] John R Lamarsh (1966), Introduction to Nuclear Reactor Theory, Addison – Wesley Publishing Company, Massachusetts, USA [22] Elmer E Lewis (2008), Fundamentals of Nuclear Reactor Physics, Academic Press, USA [23] J G Marques (2010), “Evolution of nuclear fission reactors: Third generation and beyond”, Energy Conversion and Management, 51, pp 1774 – 1780 [24] Paul Reuss (2008), Neutron Physics, EDP Sciences, France [25] Sadaf Waqar, Sikander M Mirza, Nasir M Mirza, Tariq Asad (2008), “A comparative neutronic study of the standard HEU core and various potential LEU alternatives for a typical MNSR system”, Nuclear Engineering and Design, 238, pp 2302 – 2307 [26] P F Zweifel (1973), Reactor Physics, Mc Graw – Hill Book Company, New York, USA 95 PHỤ LỤC Phụ lục A Tập tin đầu vào ô mạng nhiên liệu *FUEL CELL OF SYRIAN MNSR REACTOR *WATER AND FUEL AT ROOM TEMPERATURE *PRELUDE DATA CELL *PINCELL SEQUENCE *DSN METHOD NGROUP 69 *4 CONDENSATION ENERGY GROUP NMESH 33 NREGION 5 NMATERIAL PREOUT *MAIN DATA INITIATE *GEOMETRY ANNULUS 0.215 *FUEL ANNULUS 0.275 *CLADDING AL ANNULUS 0.6182 *H2O ANNULUS 0.61873 *DUMMY ZONE AL ANNULUS 0.619715 *STRUCTURE ZONE STAINLESS STEEL *MATERIAL *FUEL-URANIUM + ALLUMINIUM MATERIAL -1 293.0 2235 0.0022091 8238 0.00023678 27 0.0558 *CLADDING ALLUMINIUM MATERIAL 2.699 293.0 27 100 *WATER AT ROOM TEMPERATURE MATERIAL -1 293.0 6016 0.03343 3001 0.06686 *STRUCTURE ZONE STAINLESS STEEL 96 MATERIAL 7.8 293.0 9056 100 REGULAR FEWGROUP 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 MESH 11 17 1 *0.02 cm: POINT TOLERANCE 0.00001 S 12 SUPPRESS 1 1 1 1 1 1 BEGINC *EDIT DATA BUCKLING 0.0437 0.010934 THERMAL DIFFUSION LEAKAGE VECTOR 15 45 69 *4 ENERGY GROUP: 10 MeV - 0.821 MeV - 5530 eV - 0.625 eV MOMOD BEGINC 97 Phụ lục B Tập tin đầu vào toán toàn lò 62000000 CITATION FILE FOR MNSR RZ GEOMETRY, ENERGY GROUP 001 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 999999 003 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 3.0E-2 0.5 004 0.575 22 10.975 20 19.0 1.0 10 5.1 20 20.0 005 6 6 6 6 6 6 6 6 6 3 6 3 6 3 4 4 6 6 6 6 008 0.6 2.35 16 7.25 30 30.0 0.75 0.85 24 12.0 22 11.0 98 1 224810E+01 777622E-03 106855E-02 350714E+01 105413E-13 000000E+00 935398E-01 555658E-03 000000E+00 118890E+01 665789E-03 121476E-02 331872E+01 127908E-13 000000E+00 000000E+00 106761E+00 103303E-04 684209E+00 108263E-01 149489E-01 238790E+01 129944E-12 000000E+00 000000E+00 000000E+00 101535E+00 210507E+00 111783E+00 200513E+00 195835E+01 170001E-11 000000E+00 000000E+00 491624E-03 000000E+00 198433E+01 612168E-03 000000E+00 100606E+01 000000E+00 974437E -01 592169E-03 000000E+00 2 109548E+01 127875E-02 000000E+00 986048E+00 000000E+00 000000E+00 105260E+00 101094E-04 598309E+00 138115E-01 000000E+00 576344E+00 000000E+00 000000E+00 000000E+00 883936E-01 213999E+00 362198E+00 000000E+00 130860E+00 000000E+00 000000E+00 139438E-02 000000E+00 158802E+01 000000E+00 000000E+00 319276E+01 000000E+00 661769E-01 000000E+00 000000E+00 642346E+00 872521E-07 000000E+00 512619E+01 000000E+00 000000E+00 149212E-01 000000E+00 3 504340E+00 267671E-04 000000E+00 327807E+01 000000E+00 000000E+00 000000E+00 116984E-01 464325E+00 531905E-03 000000E+00 226818E+01 000000E+00 000000E+00 288357E-03 000000E+00 152379E+01 000000E+00 000000E+00 321151E+01 000000E+00 689230E-01 000000E+00 000000E+00 615631E+00 921669E-07 000000E+00 525102E+01 000000E+00 000000E+00 157782E-01 000000E+00 99 484121E+00 280964E-04 000000E+00 344783E+01 000000E+00 000000E+00 000000E+00 123376E-01 4 445616E+00 555273E-03 000000E+00 245580E+01 000000E+00 000000E+00 295701E-03 000000E+00 213356E+01 404460E-03 000000E+00 290599E+01 000000E+00 113048E+00 702058E-03 000000E+00 107534E+01 927828E-05 000000E+00 281003E+01 000000E+00 000000E+00 140484E+00 136645E-04 580353E+00 934747E-03 000000E+00 234663E+01 000000E+00 000000E+00 000000E+00 137015E+00 157778E+00 187768E-01 000000E+00 983909E+01 000000E+00 000000E+00 128207E-03 000000E+00 7.452200E-012.545513E-012.287000E-040.000000E+00 999 [...]... để tính cho một loại lò phản ứng nghiên cứu chưa có ở Việt Nam Đối tượng được tính toán trong luận văn là loại lò phản ứng nguồn neutron nhỏ MNSR Đây là loại lò nghiên cứu công suất thấp, được thiết kế và xây dựng bởi Trung Quốc, dựa trên thiết kế lò phản ứng SLOWPOKE của Canada Tính toán lò phản ứng bao gồm ba bài toán: bài toán vật lý neutron, bài toán thủy nhiệt và bài toán phân tích an toàn lò phản. .. nóng chảy, lò phản ứng nhiệt độ rất cao,…[14], [23] Trước khi đưa vào vận hành một lò phản ứng mới, hoặc nghiên cứu, phát triển một loại lò phản ứng mới, việc tính toán các thông số của lò phản ứng là một việc làm bắt buộc Do đó, với sự phát triển của lò phản ứng hạt nhân tại nhiều quốc gia, cũng như sự phát triển của các thiết kế lò phản ứng mới, việc tính toán lò phản ứng vẫn đang là một hướng nghiên... các loại lò đã có, hiện nay người ta đang khảo sát và phát triển một số thiết kế lò như lò phản ứng làm nguội bằng khí nhiệt độ cao HTGCR, lò phản ứng dưới tới hạn, lò phản ứng sử dụng 233U làm nhiên liệu KAMINI,… Ngoài ra, còn có một số thiết kế lò phản ứng mới đang được nghiên cứu lý thuyết như lò phản ứng nhanh tải nhiệt bằng khí, lò phản ứng nhanh tải nhiệt bằng chì, lò phản ứng muối nóng chảy, lò. .. động của lò phản ứng hạt nhân Để đặc trưng cho phản ứng phân hạch dây chuyền, ta đưa vào một hệ số, kí hiệu là k, được gọi là hệ số nhân Về mặt vật lý, hệ số nhân k là tỉ số giữa số neutron trong một thế hệ và số neutron của thế hệ ngay trước đó Khi k = 1, phản ứng phân hạch dây chuyền tự duy trì được và trạng thái như vậy được gọi là trạng thái tới hạn của lò phản ứng hạt nhân Nếu k < 1, lò phản ứng. .. để tính toán các thông số vật lý neutron 11 - Chương 5 trình bày về các kết quả đạt được Các thông số vật lý neutron được tính toán bao gồm: hệ số nhân hiệu dụng và độ phản ứng trong một số trường hợp, độ hiệu dụng và đặc trưng tích phân của thanh điều khiển, phân bố thông lượng neutron theo bán kính và theo chiều cao tại một số vị trí trong lò, ảnh hưởng của vị trí thanh điều khiển lên phân bố thông. .. lò phản ứng nghiên cứu mới Do đó, việc xây dựng và phát triển năng lực tính toán lò phản ứng là một việc làm cần thiết Một thực tế khác là hiện nay chưa có một thông báo chính thức nào về công nghệ lò phản ứng năng lượng, cũng 10 như loại lò phản ứng nghiên cứu mới mà Việt Nam sẽ xây dựng Do đó, việc khảo sát các loại lò phản ứng khác nhau là một việc làm hữu ích Chính vì vậy, mục đích nghiên cứu của. .. về lò phản ứng hạt nhân - Chương 2 trình bày về ba vấn đề cơ bản của lý thuyết lò phản ứng, bao gồm: lý thuyết vận chuyển neutron, lý thuyết khuếch tán neutron và lý thuyết làm chậm neutron - Chương 3 giới thiệu về cơ sở lý thuyết và cách xây dựng số liệu đầu vào của các chương trình tính toán WIMS và CITATION - Chương 4 mô tả về lò phản ứng MNSR và cách xây dựng mô hình cho bài toán ô mạng và bài toán. .. hạn và về mặt vật lý, điều đó có nghĩa là số neutron trong một lò phản ứng như vậy bị giảm theo thời gian Ngược lại, nếu k > 1, lò phản ứng trên tới hạn và số neutron tăng theo thời gian Hệ số nhân k có thể được biểu diễn toán học thông qua công thức bốn thừa số (đối với hệ số nhân vô cùng) hoặc công thức sáu thừa số (đối với hệ số nhân hiệu dụng) Nếu lò phản ứng có kích thước lớn đến nỗi neutron không... - Phát ra hai hay nhiều neutron: phản ứng (n, 2n), (n, 3n),… - Phát neutron và lượng tử gamma (tán xạ không đàn hồi) - Các phản ứng khác với xác suất thấp hơn: (n, α), (n, p),… Trong tất cả các phản ứng trên, phản ứng phân hạch hạt nhân có vai trò quan trọng nhất trong các quá trình vật lý của lò phản ứng hạt nhân 1.1.1 Cơ chế của phản ứng phân hạch hạt nhân Cơ chế của phản ứng phân hạch có thể được... HOẠT ĐỘNG CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN Lò phản ứng hạt nhân là một thiết bị kỹ thuật, trong đó nhiên liệu hạt nhân và các vật liệu cấu trúc được sắp xếp sao cho phản ứng phân hạch dây chuyền tự duy trì và có thể điều khiển được [21] Phản ứng phân hạch dây chuyền tự duy trì được nếu một trong số ν neutron được sinh ra sau phản ứng, được hấp thụ bởi hạt nhân khác của đồng vị phân hạch, lại gây ra phản ứng phân ... mặt biên khác, sử dụng để tính toán thông số vật lý neutron 11 - Chương trình bày kết đạt Các thông số vật lý neutron tính toán bao gồm: hệ số nhân hiệu dụng độ phản ứng số trường hợp, độ hiệu... Canada Tính toán lò phản ứng bao gồm ba toán: toán vật lý neutron, toán thủy nhiệt toán phân tích an toàn lò phản ứng Phạm vi nghiên cứu đề tài toán vật lý neutron Phương pháp tất định sử dụng để tính. .. Phương pháp tất định sử dụng để tính toán thông số vật lý neutron với công cụ dùng để tính toán hai chương trình WIMS [6] CITATION [10] Kết thu so sánh với kết tính toán thực nghiệm tác giả khác giới