ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN - Tưởng Thị Thanh TÍNH TOÁN AN TOÀN CHO BỂ LƯU 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 NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: TS Lê Chí Dũng Hà Nội LỜI CẢM ƠN Tưởng Thị Thanh Lời đầu tiên, xin gửi lời cảm ơn sâu sắc đến Ts Lê Chí Dũng dành nhiều thời gian tâm huyết hướng dẫn nghiên cứu giúp đỡ hoàn thành luận văn Nhân đây, xin trân trọng cảm ơn tới quý thầy, cô Chuyên ngành Vật lý Hạt nhân khoa Sau Đại học – Trường Đại học Tự nhiên – Đại học Quốc gia Hà Nội tạọ điều kiện để học tập hoàn thành tốt khóa học Tôi xin gửi lời biết ơn đến anh Trần Quốc Dưỡng người giúp đỡ nhiều luận văn Tôi xin gửi lời cảm ơn chân thành đến chú, anh phòng Điều Khiển lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt tạo điều kiện thuận lợi giúp đỡ thời gian học tập thực luận văn Cuối cùng, xin cảm ơn gia đình, bạn bè bên cạnh động viên giúp đỡ suốt trình học tập thực luận văn Mặc dù cố gắng hoàn thiện luận văn tất nhiệt tình lực mình, nhiên không tránh khỏi thiếu sót, mong nhận đóng góp quý báu quý thầy cô bạn Tưởng Thị Thanh MỤC LỤC MỞ ĐẦU CHƯƠNG CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN Tưởng Thị Thanh 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 11 CHƯƠNG 19 MÔ TẢ BỂ LƯU GIỮ NHIÊN LIỆU ĐÃ CHÁY CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT 19 2.1 Mô tả tổng quát lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 19 2.2 Bể lưu giữ nhiên liệu cháy lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt .21 CHƯƠNG 26 PHƯƠNG PHÁP VÀ CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TOÁN .26 3.1 Phương pháp tính toán 26 3.2 Chương trình MCNP5 27 3.2.1 Mô tả tệp tin đầu vào MCNP 31 3.2.2 Mô hình hình học bể lưu giữ lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 40 3.2.3 Thư viện số liệu 41 3.2.4 Kỹ thuật giảm phương sai sử dụng tính toán 41 3.3 Chương trình ORIGEN2 .41 CHƯƠNG 43 TÍNH TOÁN AN TOÀN CHO BỂ LƯU GIỮ NHIÊN LIỆU ĐÃ CHÁY CỦA LÒ PHẢN ỨNG ĐÀ LẠT 43 4.1 Tính toán tới hạn 43 4.1.1 Tính toán tới hạn theo số bó nhiên liệu lưu giữ [1] 43 4.1.2 Tính toán tới hạn bể chứa đầy nhiên liệu bị nước 44 4.2 Tính toán nhiệt phân rã hoạt độ cho bể lưu giữ nhiên liệu 45 4.2.1 Nhiệt phân rã 45 4.2.2 Phóng xạ .48 4.3 Tính suất liều .51 4.3.1 Kết tính toán thực nghiệm đo suất liều BNL 52 4.3.2.Tính toán suất liều trường hợp bể chứa đầy nhiên liệu .53 KẾT LUẬN 60 TÀI LIỆU THAM KHẢO 61 PHỤC LỤC 63 Tưởng Thị Thanh DANH MỤC CÁC BẢNG Bảng 2.1 Các thông số vật lý lò 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 Tưởng Thị Thanh 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 toán thực nghiệm với thời gian làm nguội 85 giờ, 228 493giờ .51 Bảng 4.9 Kết tính toán 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 Mô 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 Khuôn mẫu thẻ ô .29 Hình 3.5 Khuôn 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 Tưởng Thị Thanh 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 Mô hình nửa bể chứa mô 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 Tưởng Thị Thanh MỞ ĐẦU Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt nâng cấp từ Lò TRIGA (Training, Research and Isotope Production Reactors, General Atomic) Mỹ có công 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 Lò 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 Ngoài trình lưu giữ nhiên liệu, bể phải đảm bảo an toàn, không để gây hại cho người môi trường Trong luận văn “Tính toán an toàn cho bể lưu giữ nhiên liệu cháy” này, tính toán an toàn 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 toán 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 Tưởng Thị Thanh 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 toán bước đầu cho việc tính toán 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 toán, chương 4: Tính toán an toàn cho bể lưu giữ nhiên liệu cháy Mô hình, phương pháp nghiên cứu lý thuyết thực hướng dẫn thầy giáo cán có kinh nghiệm an toàn 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 Tưởng Thị Thanh Chương 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 toàn hạt nhân đặt lên hàng đầu cho quốc gia có chu trình hạt nhân An toàn 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 công 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 Tưởng Thị Thanh Tưởng Thị Thanh 10 BNL(W) Thời gian ( năm) Hạt nhân nặng cháu(W) Sản phẩm phân hạch (W) Tổng nhiệt phân rã BNL(W) Tổng nhiệt phân rã 150 3,66.10-3 0,293 0,297 44,5 3,55.10-3 0,256 0,26 39 3,54.10-3 0,224 0,227 34,1 10 3,57.10-3 0,19 0,194 29,1 20 3,56.10-3 0,149 0,152 22,8 BNL(W) ﾧ 500 Nhiet phan phu thuoc vao thoi gian Nhiệt 400 Nhiet phan ( W ) Hình 4.3 phân rã 300 150 BNL từ 200 ngày đến 100 20 năm Nhiệt phân rã chủ yếu 10 15 20 Thoi gian ( nam ) sản phẩm phân hạch đóng góp Khi bắt đầu lấy khỏi lò, 283 W có đến 282 W sản phẩm phân hạch lại phần nhỏ mảnh vỡ nặng cháu Bình thường, sau BNL lưu giữ tháng cốc chứa tạm thời phía thùng lò, chúng lấy cho vào bể chứa Nhưng lý lò nước tầng trung gian ta phải lấy nhiên liệu sớm dự tính, nhiên liệu lượng nhiệt phân rã lớn Sau tuần dừng chiếu xạ, nhiệt độ nhiệt lượng tỏa 150 BNL lấy từ cốc chứa tạm thời cho vào bể lưu giữ tính sau: Thể tích bể chứa là: V=a×b×h = 2,045 m×2,045 m×1,5m=6,27304 m3=6273,04 lít Nhiệt độ nước tăng thêm là: t2-t1=Error: Reference source not found= 474: (4200×6273,04/2) =10-5(oC) Kết luận: Tưởng Thị Thanh 47 - Nhiệt độ bể tăng lên không đáng kể - Nhiệt lượng tỏa nhỏ (414 W) nên nhiệt độ tăng lên nước nhỏ (10-5 oC ) Vì nhiệt lượng tỏa nhỏ nên ta không cần dùng biện pháp bổ sung để làm nguội Trong thực tế bể có bơm 20 có tác dụng lọc ion lọc để lọc nước chống ăn mòn Từ đồ thị công suất nhiệt, ta nhận thấy rằng: Nhiệt giảm nhanh năm đầu lưu giữ sau có giảm chậm lại Sau năm, nhiệt phân rã 0,385 W trường hợp phải di chuyển BNL khỏi bể sau khoảng năm vấn đề nhiệt dư không đáng lo ngại Đối với lò Đà Lạt số lượng BNL nên chúng lưu giữ lâu dài bể 4.2.2 Phóng xạ a Hoạt độ phóng xạ 150 BNL 10 đầu sau chiếu Trong trường hợp tính toán an toàn phóng xạ, bể tính lưu giữ số BNL nhiều Bảng 4.5 Hoạt độ phóng xạ (Ci) 150 BNL 10 đầu sau chiếu Thời gian làm nguội ( ) Mảnh vỡ nặng cháu (Ci) Sản phẩm phân hạch(Ci) Tổng hoạt độ BNL (Ci) Tổng hoạt độ 150 BNL (Ci) Thời gian làm nguội Tưởng Thị Thanh 343 2,07.103 2,11.104 3,16.106 187 5,99.103 6,18.103 9,27.105 48 159 4,98.103 5,14.103 7,72.105 153 4,46.103 4,61.103 6,92.105 150 4,1.103 4,25.103 6,37.105 10 (giờ) Mảnh vỡ nặng 148 147 145 143 142 140 cháu (Ci) Sản phẩm phân hạch 3,82.103 3,6.103 3,41.103 3,25.103 3,1.103 2,97.103 (Ci) Hoạt độ BNL (Ci) 3,97.103 Hoạt độ 5,95.105 3,74.103 5,62.105 3,55.103 5,33.105 3,39.103 5,08.105 3,24.103 4,87.105 3,12.103 4,67.105 HoaHoagjt150 BNL (Ci) ﾧ hoat phong xa phu thuoc thoi gian 3500000 Hình 4.4 Hoạt 3000000 Hoat (Ci) độ phóng xạ 2500000 150 BNL 10 2000000 đầu sau chiếu 1500000 b Hoạt độ phóng 1000000 xạ 500000 150 10 Thoi gian (gio) BNL từ 12 đến 72 sau chiếu Bảng 4.6 Hoạt độ phóng xạ 150 BNL từ 12 đến 72 Thời gian làm nguội (giờ) Mảnh vỡ nặng cháu 12 137 14 134 16 131 18 128 20 125 (Ci) Sản phẩm phân hạch (Ci) Tổng hoạt độ 1BNL(Ci) Tổng hoạt độ 150 BNL(Ci) 2,75.103 2,88.103 4,33.105 2,57.103 2,7.103 4,06.105 2,42.103 2,55.103 3,82.105 2,29.103 2,41.103 3,62.105 2,17.103 2,3.103 3,44.105 Thời gian làm nguội (giờ) Mảnh vỡ nặng cháu(Ci) Sản phẩm phân hạch (Ci) Tổng hoạt độ BNL(Ci) Tổng hoạt độ 150 bó (Ci) Tưởng Thị Thanh 22 122 2,07.103 2,19.103 3,29.105 24 120 1,98.103 2,1.103 3,15.105 49 36 2,55.10-1 1,59.103 1,59.103 2,39.105 48 2,24.10-1 1,37.103 1,37.103 2,05.105 72 1,73.10-1 1,11.103 1,11.103 1,66.105 ﾧ Hoat ( Ci ) Hình 4.5 Hoạt Hoat phu thuoc thoi gian 450000 400000 độ phóng xạ 350000 150 BNL từ 12 đến 300000 72 250000 200000 150000 10 20 30 40 50 Thoi gian ( gio ) Tưởng Thị Thanh 50 60 70 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 Mảnh vỡ nặng cháu (Ci) Sản phẩm phân hạch(Ci) Tổng hoạt độ BNL(Ci) Tổng hoạt độ 150 BNL(Ci) ngày 27,2 7,34.102 7,61.102 1,14.105 Thời gian làm nguội ( năm ) Mảnh vỡ nặng cháu (Ci) Sản phẩm phân hạch (Ci) Tổng hoạt độ BNL (Ci) Tổng hoạt độ 150 BNL (Ci) 30 ngày 1,71 3,75.102 3,76.102 5,64.104 0,701 9,91.101 9,98.101 1,5.104 90 ngày 0,813 2,3.102 2,31.102 3,46.104 0,671 8,86.101 8,93.101 1,34.104 180 ngày 0,784 1,64.102 1,65.102 2,48.104 0,619 7,83.101 7,89.101 1,18.104 10 0,511 6,62.101 6,67.101 1.104 năm 0,746 1,22.102 1,23.102 1,85.104 20 0,358 5,13.101 5,17.101 7,75.103 ﾧ Hoat ( Ci ) 120000 Hoat phu thuoc vao thoi gian Hình 4.6 100000 Hoạt độ 80000 phóng xạ 60000 150 BNL từ 40000 ngày đến 20000 Cũng nhiệt phân rã, 20 năm 0 10 15 20 Thoi gian ( nam ) hoạt độ bể chứa nhiên liệu giảm nhanh năm đầu sau giảm Phần đóng góp sản phẩm phân hạch lớn đóng góp mảnh vỡ nặng cháu không đáng kể 4.3 Tính suất liều Để đảm bảo an toàn hạt nhân cho nhân viên vận hành lò, việc tính suất liều bể lưu giữ cần thiết Các cấu kiện che chắn kích thước bể mô tả trung thực với thực tế (đầu vào tính suất liều chương trình MCNP5) Dể khảo sát suất liều vị trí khác nhau, Tưởng Thị Thanh 51 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 toán thực nghiệm đo suất liều BNL Để so sánh độ tin cậy mô hình tính toán suất liều, dùng mô 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 toán thực nghiệm [2] với thời gian làm nguội 85 giờ, 228 493 Vị trí đo 85 (mSv/h) Thực Tính 228 (mSv/h) Sai số Thực Tính toán Sai số 493 (mSv/h) Thực Tính Sai số (cm) 3,8 nghiệm toán 4349,31 3734,91 (%) 14% nghiệm 2790,33 2199,19 (%) 20% nghiệm toán 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% Tưởng Thị Thanh 52 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 toán suất liều trường hợp bể chứa đầy nhiên liệu Cho đến thời điểm tại, bể lưu giữ nhiên liệu khoảng gần năm nên luận văn này, 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 tông dọc theo chiều cao bể hình 4.7 Tại vị trí suất liều lớn Hình 4.7 Mô hình nửa bể chứa mô MCNP5 Kết suất liều bể chứa đầy BNL cháy 30% theo chiều cao trường hợp Tưởng Thị Thanh 53 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 hoàn toàn sau năm Vị trí Suất liều (cm) (mSv/h) đầy nước Suất liều Suất liều (mSv/h) (mSv/h) nước nước hoàn đến 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 Tưởng Thị Thanh 54 140 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 30 0,000111 Suat lieu phu thuoc 0,00186 0,00254 chieu cao sau nam Suat lieu ( mSv/h ) 25 ﾧ 20 Hình 4.8 Suất liều 15 10 Tưởng Thị Thanh 55 0 50 100 150 200 250 Chieu cao ( cm ) 300 350 400 phụ thuộc chiều cao trường hợp bể đầy nước sau năm Tưởng Thị Thanh 56 ﾧ Suat lieu day nuoc suat lieu nuoc bang nhien lieu suat lieu mat nuoc hoan toan 40 Suất liều 35 30 Suat lieu ( mSv/h ) Hình 4.9 trường hợp 25 20 đầy nước, 15 nước 10 đến nhiên liệu 0 50 100 150 200 250 Chieu cao ( cm ) 300 350 400 nước hoàn toàn 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 lò (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 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 ngập BNL suất liều vị trí từ mặt đất lên độ cao bó nhiên liệu không 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 giải pháp tiếp nước cho bể, tình trạng xấu bể nước hoàn toàn 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 2,5 µSv/h Ở vị trí Tưởng Thị Thanh 57 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 hoàn toàn Vị trí (cm) Suất liều(mSv/h) Tưởng Thị Thanh 0,5 38 10,5 26,5 30,5 15,1 58 50,5 9,63 80,5 6,83 100,5 4,48 130,5 3,15 ﾧ Suat lieu thay doi theo khoang cach 40 Hình 4.11 35 Suất liều thay đổi Suat lieu ( mSv/h ) 30 theo khoảng cách 25 khác 20 15 Suất liều giảm 10 theo hàm exp Tại vị trí m suất liều 0 20 40 60 80 100 120 140 Khoang cach ( cm ) 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) 10 20 50 100 150 200 250 300 350 368 năm năm 31,1 38,4 16,8 1,18 0,127 0,282 0,0117 0,00702 0,00335 0,00254 năm 25,9 32,2 13,9 0,961 0,102 0,0239 0,00983 0,00548 0,00307 0,00225 35 10 năm 21,1 26,2 11,2 0,737 0,08 0,0197 0,00803 0,00473 0,00247 0,00164 16,3 20,2 8,48 0,544 0,0605 0,0158 0,00642 0,00353 0,00181 0,00118 Suat lieu thay doi theo thoi gian be mat nuoc Suat lieu ( mSv/h ) 30 20 năm 12,1 14,9 6,24 0,395 0,0436 0,0115 0,00482 0,00259 0,00153 0,000976 ﾧ Hình 4.12 Suất liều 25 trường hợp bể theo 20 15 59 Tưởng Thị Thanh 10 10 12 14 Khoang cach ( cm ) 16 18 20 22 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 hoàn toàn mà biện pháp can thiệp sau 20 năm người không 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 toán an toàn hạt nhân cho nhiên liệu cháy quan trọng chu trình hạt nhân Trong việc tính toán 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 toàn hạt nhân Qua 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 toàn 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 hoàn toàn 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 toàn suốt 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 toán tiếp xúc với xạ cho nhân viên làm việc trường hợp có cố Các tính toán tương tự thực bể chứa nhiên liệu cháy nhà máy điện hạt nhân Ninh Thuận sau Tưởng Thị Thanh 60 TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt Bộ Khoa học Công nghệ, Viện lượng nguyên tử Việt Nam (2006), Tính toán 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, Tưởng Thị Thanh 61 [...]... trình nhiên liệu hạt nhân Mức độ nguy hiểm của nhiên liệu phụ thuộc vào khả năng phát xạ của nó Nhiên liệu trong lò phản ứng hạt nhân và ngay sau khi được lấy ra khỏi lò có độ phóng xạ rất cao Luận văn này đề cập đến an toàn lưu giữ nhiên liệu sau khi cháy được lấy ra khỏi lò và cho vào bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy 1.2 Các quy định an toàn liên quan đến bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy Tưởng Thị Thanh... Tưởng Thị Thanh 11 Tài liệu [9] của IAEA quy định về an toàn liên quan đến bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy như sau: Hình 1.2 Bể chứa nhiên liệu đã cháy của một nhà máy điện hạt nhân 1.2.1 Thiết kế của hệ thống xử lý và lưu giữ nhiên liệu đã cháy phải đảm bảo đầy đủ các tiêu chuẩn an toàn cơ bản trong mọi thời điểm: - Duy trì dưới tới hạn của nhiên liệu; - Loại bỏ nhiệt dư từ nhiên liệu đã chiếu; - Không làm... không gian giữa các thanh nhiên liệu rộng khoảng 2,5-3,0 mm cho nước đi qua Tổng chiều dài của bó nhiên liệu là 865 mm trong đó phần chứa nhiên liệu Tưởng Thị Thanh 22 dài khoảng 600 mm Bảng 2.2 Các đặc trưng của các bó nhiên liệu VVR-M2 độ giàu 36% và 19,75% Thông số Số thanh nhiên liệu trong một bó nhiên liệu Dạng hình lục giác (thanh nhiên liệu ngoài cùng) Dạng hình trụ (các thanh nhiên liệu bên... lưu giữ nhiên liệu là đầy, tất cả nhiên liệu được xem là tối đa cho mức tự cháy nhiên liệu cao nhất và thời gian làm mát nhiên liệu thích hợp được sử dụng - Một mức nước tối thiểu cần thiết phải được duy trì phía trên bó nhiên liệu trong quá trình xử lý - Máy và thiết bị chứa nhiên liệu đã cháy hoặc vật liệu đã bị chiếu xạ cao nhất 1.2.28 Thiết bị xử lý phải không cho phép vô ý đặt hoặc nâng nhiên liệu. .. hạn và che chắn Tưởng Thị Thanh 18 Chương 2 MÔ TẢ BỂ LƯU GIỮ NHIÊN LIỆU ĐÃ CHÁY CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT Trên cơ sở các nghiên cứu tổng quan về chu trình nhiên liệu hạt nhân và quy định bảo đảm an toàn của IAEA, chương này và các chương tiếp theo trình bày một số kết quả tính toán minh họa cho tính an toàn của bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy ở Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 2.1 Mô tả tổng quát lò... Lạt 2.2 Bể lưu giữ nhiên liệu đã cháy của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt Các bó nhiên liệu (BNL) đã bị chiếu xạ và đã cháy được nhúng trong nước đã làm sạch khoáng và được giữ tại hai vị trí: cất giữ tạm thời trong thùng lò và cất giữ lâu dài hơn trong một thùng khác gần lò, bể chứa các BNL đã cháy Sau khi được làm nguội khoảng 3 tháng tại các cốc chứa tạm thời, các BNL đã cháy sẽ được chuyển sang bể chứa... chuyển Đối với nhiên liệu giàu hơn, giá trị nhiệt dư phải được tính đến 1.2.14 Trong giai đoạn thiết kế, khả năng lưu giữ nhiên liệu cho phép dỡ vùng hoạt đầy bất kỳ lúc nào hoặc để sửa chữa bể 1.2.15 Lưu giữ an toàn cho nhiên liệu bị rò rỉ hay hư hại phải được tính đến Trong quá trình xử lý và lưu giữ, bó nhiên liệu hư hại phải được sắp xếp để giảm thiểu nguy cơ gây phân hạch cho các vật liệu khác 1.2.16... Chiều dày, mm Thanh nhiên liệu (nhiên liệu và vỏ bọc) Nhiên liệu Vỏ bọc (hợp kim nhôm) Độ rộng khe hở giữa các thanh nhiên liệu Tiết diệng ngang, cm2 Toàn ô mạng nhiên liệu Dòng nước chảy Chiều dài, mm Chiều dài tổng cộng của bó nhiên liệu Chiều dài hiệu dụng (phần có nhiên liệu) Hàm lượng U-235 Độ giàu, % Trọng lượng, g Nồng độ hạt nhân, x1024/cm3 (phần có nhiên liệu) U-234 Tưởng Thị Thanh 23 U-235 U-238... 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 Công suất nhiệt và hoạt độ phóng xạ được tính bằng chương trình Origen2 dùng để tính toán cho sự cháy: Độ cháy trung bình của nhiên liệu là 30%, thời gian cháy căn cứ... nhiên liệu HEU của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt Tưởng Thị Thanh 25 Chương 3 PHƯƠNG PHÁP VÀ CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TOÁN 3.1 Phương pháp tính toán Đối với tính toán an toàn hạt nhân, hệ số nhân tới hạn keff , nhiệt dư, suất liều cần được tính toán Trong các tính toán này, hình học bể và bó nhiên liệu được mô phỏng là gần với thực tế nhất Để đảm bảo trường hợp cao nhất của các kết quả tính toán, số bó nhiên liệu