- TÍNH TỐN THƠNG LƯỢNG NEUTRON TRONG LỊ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT VỚI CẤU HÌNH. - NHIÊN LIỆU MỚI SỬ DỤNG CHƯƠNG TRÌNH MƠ PHỎNG MONTE CARLO CODE MCNP4C2. - Lị hạt nhân Đà Lạt là loại lị phản ứng nghiên cứu làm việc bằng neutron nhiệt dùng nước làm chất làm chậm và tải nhiệt. - Cấu hình vùng hoạt hiện tại bao gồm 104 thanh nhiên liệu trong đĩ 98 bĩ HEU với độ giàu 235U là 36% và 6 bĩ LEU với độ giàu 235U là 19,75%. - Các thuộc tính thơng lượng neutron trong lị Đà Lạt như phổ năng lượng, thơng lượng neutron và phân bố thơng lượng neutron dọc kênh chiếu xạ được tính tốn mơ phỏng với chương trình Monte Carlo MCNP4C2. - Cấu hình vùng hoạt của lị trong mơ phỏng là tương tự như cấu hình thực. - Các kết quả tính tốn được thực hiện trên máy tính cá nhân với thời gian khoảng 7 ngày.. - Từ khĩa: Cấu hình hoạt động, thơng lượng neutron, Lị hạt nhân Đà Lạt, chương trình MCNP4C2. - Lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt được khơi phục và mở rộng từ dạng lị TRIGA- MARK II dưới sự trợ giúp của Liên Xơ cũ sau đĩ được mở rộng từ cơng suất 250 kW lên 500 kW và đã được chính thức đưa vào vận hành khai thác từ ngày 20/03/1984. - Bên cạnh các hướng nghiên cứu này, các nghiên cứu thực nghiệm và lý thuyết nhằm khai thác hiệu quả của lị cũng sơi nổi khơng kém.. - Trong các phương pháp lý thuyết hiện nay, người ta quan tâm đến phương pháp mơ phỏng bởi vì phương pháp này cho phép giải các bài tốn vật lý phức tạp bằng cách tính tốn từ những tham số rời rạc ngẫu nhiên sử dụng bằng máy vi tính một. - Đã cĩ những mơ phỏng cho tính tốn lị phản ứng Đà Lạt với cấu hình cũ (104 bĩ nhiên liệu HEU). - Tuy nhiên, ngày lị tái nạp nhiên liệu với cấu hình mới đưa vào thanh nhiên liệu LEU độ giàu dưới 20%. - yêu cầu cần tính tốn lại các thơng số của lị như giá trị thơng lượng neutron nhiệt, hệ số lệch phổ. - năng lượng E T . - Từ kết quả tính tốn đánh giá lại hiệu quả làm việc khi thay đổi các thơng số của lị.. - Để tính tốn các thơng số, trước hết ta cần hiểu rõ cấu trúc thực tế của lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt 1. - 2.1 Cấu trúc lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt. - Vùng hoạt cĩ dạng hình trụ đặt vào trong vành phản xạ và gắn liền với một giếng hút cao 2,0 m, đường kính 0,5 m. - Hình 1: Sơ đồ mặt cắt đứng của lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt 1- Vùng hoạt 2- Vành phản xạ graphite 3- Giếng hút. - Hình 2: Sơ đồ mặt cắt ngang của lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt. - 1- Vùng hoạt 2- Vành phản xạ graphite 3- Thùng lị 4- Kênh ngang hướng tâm 5- Kênh ngang hướng tâm 6- Kênh ngang hướng tâm 7- Kênh ngang tiếp tuyến 8- Bể chứa nhiên liệu đã cháy 9- Cột nhiệt 10- Cửa cột nhiệt 11- Tường bê tơng bảo vệ. - 1 Ngơ Quang Huy (1997), Vật lý lị phản ứng hạt nhân, Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam, Trung tâm Hạt Nhân Tp. - 2.2 Cấu trúc vùng hoạt. - Vùng hoạt sau tái nạp nhiên liệu bao gồm 104 bĩ nhiên liệu (BNL): 98 BNL HEU và 6 BNL LEU, 7 thanh điều khiển gồm: 4 thanh bù trừ KC - làm từ vật liệu carbua Bo (B4C), 1 thanh điều khiển tự động AR - làm từ thép khơng rỉ, 2 thanh sự cố AZ - làm từ vật liệu carbua Bo.. - Hình 3: Cấu trúc vùng hoạt sau ngày 12/09/2007. - 2.3 Cấu trúc các thanh điều khiển và các thanh nhiên liệu. - Trong vùng hoạt đặt 7 thanh điều khiển, trong đĩ cĩ hai thanh sự cố AZ, 4 thanh bù trừ KC và một thanh điều khiển tự động AR. - Các thanh KC bảo đảm bù trừ độ phản ứng dự trữ của lị trong quá trình làm việc, bù trừ sự cháy nhiên liệu và hiệu ứng nhiễm độc, hiệu ứng nhiệt độ. - Ngồi các bĩ nhiên liệu cịn đặt các thanh Berili và khối Berili nhằm tạo thêm một lớp phản xạ neutron bổ sung.. - Các bĩ nhiên liệu của lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt là loại VVR-M2. - Đĩ là một bĩ gồm hai thanh nhiên liệu hình trụ và một thanh nhiên liệu hình 6 cạnh đặt đồng trục với nhau. - Bảng 1: Đặc trưng của bĩ nhiên liệu HEU và LEU. - Thành phần nhiên liệu Hợp kim U-Al UO 2 +Al. - Mật độ 235 U của phần nhiên liệu (g/cm . - Độ dày nhiên liệu (mm) 0,70 0,94. - Bĩ nhiên liệu HEU Bĩ nhiên liệu LEU Thanh điều khiển Kênh chiếu mẫu ướt Kênh chiếu mẫu khơ. - Hình 4: Mặt cắt ngang của bĩ nhiên liệu HEU và LEU. - Hình 5: Mặt cắt ngang bĩ nhiên liệu LEU mơ phỏng bằng MCNP4C2. - Ta cần phải mơ tả chi tiết cấu trúc vùng hoạt của lị trong ngõ vào tính tốn của code MCNP 1 . - Lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt là dạng lị bể bơi, nước cất được dùng làm chất làm chậm, tải nhiệt, phản xạ và bảo vệ sinh học. - Vùng hoạt của lị cĩ dạng hình trụ và cĩ cấu trúc các vật liệu đối xứng. - Giữa tâm vùng hoạt cĩ bẫy neutron bán kính 3,2 cm. - Các thanh nhiên liệu, các khối Berili, graphite, các kênh chiếu xạ tạo nên vùng hoạt của lị phản ứng cĩ dạng mạng lục lăng. - Vùng hoạt cĩ bán kính 20,8 cm và độ cao 60 cm. - Bên ngồi vùng hoạt cĩ thành phản xạ graphite với độ dày 32,6 cm. - Cấu hình vùng hoạt của lị đã chỉ ra ở hình 3.. - Cấu hình vùng hoạt của lị trong tệp ngõ vào là tương tự như cấu hình thực. - Tuy nhiên, để đơn giản trong mơ hình tính tốn, nhưng vẫn đảm bảo độ chính xác, cấu trúc thanh nhiên liệu dọc theo chiều dài chia làm ba vùng. - Vùng giữa là vùng chứa nhiên liệu được mơ tả hồn tồn chính xác như cấu trúc thực tế, hai đầu thanh nhiên liệu được mơ tả là sự hỗn hợp đồng nhất của nhơm và nước. - Cấu trúc, kích thước thanh nhiên liệu thực và trong mơ hình tính tốn đưa ra trên hình 4.. - Các kênh chiếu xạ cĩ hai dạng: kênh chiếu xạ ướt và kênh chiếu xạ khơ. - Kênh chiếu xạ ướt được mơ tả là một cột nước cĩ bán kính 1,4 cm và bao quanh bởi một ống nhơm. - Kênh chiếu xạ khơ trong mơ tả mẫu MCNP sẽ cĩ hai phần: ở giữa là cột khơng khí bán kính 1,0 cm và phần xung quanh cịn lại được bao bọc bởi nước.. - Địa chỉ các yếu tố tạo nên vùng hoạt của lị được chỉ thị bằng hai số: một số chỉ thị vị trí thứ tự từ trái sang phải và số cịn lại là từ trên xuống dưới. - Vì vậy kênh chiếu xạ đầu tiên nằm ở vị trí (1,4), nên được gọi là kênh chiếu xạ 1-4. - chiếu xạ ướt. - Tương tự kênh chiếu xạ 7-1 nằm vị trí (7,1) là kênh chiếu xạ khơ và kênh chiếu xạ 13-2 nằm vị trí (13,2) là kênh chiếu xạ ướt. - Bẫy neutron nằm ở tâm vùng hoạt và là cột nước bán kính 3,2 cm bao quanh bởi một lớp Berilli.. - Trong tính tốn, khi lị vận hành ở cơng suất 500 kW khơng cĩ mẫu chiếu xạ, bốn thanh bù trừ KC được nâng lên ở vị trí 16 cm, cịn các thanh điều khiển khác được nâng lên khỏi vùng hoạt và được mơ tả bằng 4 cột nước. - Tính tốn thơng lượng neutron và phổ neutron dùng F4 tính thơng lượng trung bình trong một thể tích nào đĩ.. - Trong thực nghiệm các kết quả cho giá trị thơng lượng trong đơn vị n/cm 2 s ở cơng suất 500 kW. - Chính vì vậy, để so sánh với thực nghiệm, trong kết quả của MCNP cần phải nhân với hệ số chuẩn hố:. - Đối với cấu hình lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt cơng suất 500 kW thì hệ số nhân là:. - (2) Vì vậy, giá trị thơng lượng của lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt từ ngõ ra của MCNP sau khi xử lý cần phải nhân 3,744x10 16. - Trong thực nghiệm ta khơng xác định phổ neutron theo năng lượng. - Tuy nhiên, từ phổ năng lượng neutron tính tốn theo code MCNP chúng ta cũng cĩ thể tính được hệ số lệch phổ và từ đĩ dùng thơng số này để so sánh với các kết quả thực nghiệm.. - Phổ năng lượng neutron ở các vị trí khác nhau 1 dọc theo kênh chiếu xạ đã được tính tốn. - Trên Hình 6 là phổ năng lượng neutron tại kênh chiếu xạ 1- 4 ở vị trí cực đại (cách đáy lị 24 cm). - Phổ năng lượng neutron ở một vị trí chiếu xạ cĩ thể biểu diễn như tổng của phổ cân bằng nhiệt th (E ) (phân bố Maxwell, năng lượng từ 0 đến 0,5 eV) và phổ năng lượng neutron trên nhiệt trong vùng làm chậm. - Trong phổ năng lượng neutron đã được làm khớp với đường cong theo hàm bán thực nghiệm sau:. - nhiệt, E T là năng lượng đặc trưng cho phần phân bố Maxwell của phổ tức năng lượng khả dĩ nhất chính là năng lượng neutron nhiệt tại vị trí chiếu xạ.. - 1 Trần Văn Hùng (2003), Nghiên cứu ảnh hưởng của sai số độ lệch phổ 1/E lên kết quả phân tích kích hoạt trên lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt, Hội nghị Vật lý &. - Cơng nghệ Hạt nhân lần thứ 4, Tp. - Như vậy, từ phổ năng lượng neutron tính được từ ngõ ra của MCNP trong vùng năng lượng từ 0 đến 0,5 eV, chúng ta khớp theo biểu thức (3) sẽ tìm được I th và E T , trong vùng năng lượng trên 0,5 eV được khớp với biểu thức (4) sẽ tìm được I epi và hệ số lệch phổ. - Theo mơ phỏng (phụ lục 3), kết quả tính tốn k eff cho giá trị . - Ta sử dụng tính tốn F4 để tính thơng lượng neutron.. - Hình 6: Phổ neutron tại kênh 1-4 tính được từ MCNP tại vị trí 24 cm từ đáy vùng hoạt. - Hình 7: Sử dụng đường cong làm khớp để tính hệ số ở bẫy neutron tính được từ MCNP tại vị trí 24 cm từ đáy vùng hoạt. - Hình 8: Phổ năng lượng tại kênh 7-1 tính được từ MCNP tại vị trí 24 cm từ đáy vùng hoạt. - Bảng 2: Kết quả tính tốn các thơng số đặc trưng thơng lượng neutron nhiệt tại bẫy neutron, kênh 1-4, kênh 7-1 tại vị trí 24 cm. - Kênh chiếu mẫu Thơng lượng neutron nhiệt(n/cm 2 s -1. - Năng lượng nhiệt (meV) Bẫy neutron (1). - (1) Vị trí thơng lượng cực đại h = 24 cm (2) Kênh chiếu mẫu tại h = 8 cm. - Bảng 3: So sánh các kết quả tính tốn khi lị làm việc với cấu hình nhiên liệu mới và kết quả tính tốn 1 , thực nghiệm 2 khi lị làm việc với cấu hình nhiên liệu cũ. - Tính tốn cũ. - Tính tốn mới. - Kết quả tính tốn khi làm việc với cấu hình nhiên liệu mới cho thấy giá trị thơng lượng neutron nhiệt tại bẫy là lớn nhất, đối với kênh chiếu mẫu ướt giá trị thơng lượng neutron nhiệt cao hơn kênh chiếu mẫu khơ. - kênh chiếu xạ ướt cĩ cột nước làm chậm neutron tốt hơn kênh chiếu xạ khơ là khơng khí.. - Các kết quả nhận được: giá trị thơng lượng neutron nhiệt, hệ số lệch phổ. - năng lượng E T tại bẫy neutron, kênh ướt 1- 4, kênh 7-1.. - Từ Bảng 3 cho thấy các kết quả tính tốn các thơng số đặc trưng thơng lượng neutron nhận được khi sử dụng chương trình MCNP4C2 cho sai số giá trị thơng lượng neutron nhiệt từ 1. - 4%, giá trị năng lượng E T từ 2. - Như vậy, sau khi lị hoạt động với cấu hình nhiên liệu mới chỉ cĩ thơng lượng neutron nhiệt giảm, các thơng số khác như hệ số lệch phổ và năng lượng neutron nhiệt tại các kênh gần như khơng thay đổi, thơng lượng neutron nhiệt đã giảm đáng kể khoảng 19% tại bẫy, 27% tại kênh ướt 1- 4, 29% tại kênh 7-1. - 2 Huỳnh Tơn Nghiêm, Phạm Văn Làm, Lương Bá Viên, Lê Vĩnh Vinh (2002), Đo đặc trưng phổ và phân bố thơng lượng neutron tại một số vị trí chiếu mẫu của lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt, Hội nghị tồn quốc lần thứ ba". - Kỹ thuật hạt nhân", Đà Lạt, tr 98-101.. - cấu hình nhiên liệu đã thay đổi, số lượng, sự phân bố các bĩ nhiên liệu, độ giàu thanh nhiên liệu LEU đưa vào vùng hoạt dưới 20% đã làm giảm thơng lượng neutron nhiệt của lị.. - Huỳnh Tơn Nghiêm, Phạm Văn Làm, Lương Bá Viên, Lê Vĩnh Vinh (2002), Đo đặc trưng phổ và phân bố thơng lượng neutron tại một số vị trí chiếu mẫu của lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt, Hội nghị tồn quốc lần thứ ba". - Trần Văn Hùng (2003), Nghiên cứu ảnh hưởng của sai số độ lệch phổ 1/E lên kết quả phân tích kích hoạt trên lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt, Hội nghị Vật lý &. - Ngơ Quang Huy (1997), Vật lý lị phản ứng hạt nhân, Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam, Trung tâm Hạt Nhân Tp