Chương 1 - GIỚI THIỆU 1. Tổng quan về lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu Lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu đầu tiên được thực hiện ở lò phản ứng Chicago Pile-1 (Hoa Kỳ) năm 1942. Từ đó đến nay, các lò phản ứng nghiên cứu phát triển mạnh mẽ với 223 lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu (trong tổng số 835 LPƯHN nghiên cứu được xây dựng) phân bố trên 53 quốc gia và 27 LPƯHN nghiên cứu đang xây dựng và có kế hoạch xây dựng ở 17 quốc gia [54]. Các LPƯHN nghiên cứu tuy có công suất nhỏ so với các LPƯHN thương mại, nhưng lại cho nhiệm vụ quan trọng cho nghiên cứu, phát triển, giáo dục và đào tạo.
Các LPƯHN nghiên cứu được sử dụng để tạo ra nguồn neutron sử dụng trong công nghiệp, y học, nông nghiệp và các lĩnh vực khác. Đồng thời, từ kinh nghiệm hoạt động của các LPƯHN nghiên cứu, những quy trình vận hành an toàn được triển khai và áp dụng đối với LPƯHN công suất. LPƯHN nghiên cứu được thiết kế với nhiều loại công suất khác nhau, hầu hết có công suất nhiệt vận hành dưới 100 MW, có một số lò có thể đạt tới công suất 250 MW. Các LPƯHN nghiên cứu có thiết kế đơn giản, hoạt động ở nhiệt độ thấp và tiêu tốn ít nhiên liệu hơn so với lò phản ứng công suất.
Tuy nhiên, do yêu cầu cần tạo ra nguồn neutron thông lượng cao cho các mục đích sử dụng nên LPƯHN nghiên cứu thường sử dụng nhiên liệu được làm giàu cao khoảng 20% wt 235 U, hoặc có một số lò chưa chuyển đổi vẫn sử dụng nhiên liệu có độ giàu lên đến 90% wt 235 U. Ngoài ra, nhiều LPƯHN nghiên cứu còn bổ sung thêm các vành phản xạ bằng graphite hoặc beryllium xung quanh vùng hoạt để tạo ra nguồn neutron trong vùng hoạt lớn và tránh rò rỉ neutron ra bên ngoài. Các LPƯHN nghiên cứu được thiết kế với nhiều loại khác nhau để tạo ra các chế độ hoạt động khác nhau về năng lượng hoặc xung ổn định. Thiết 4 Luận văn Thạc sĩ Chu Thời Nam kế phổ biến nhất là loại lò kiểu bể (pool – type reactor, 47 lò), loại bồn chứa (tank type, 21 lò), loại TRIGA (36 lò) và một vài thiết kế khác với chất làm chậm bằng nước nặng (12 lò) hoặc graphite.
Các LPƯHN nghiên cứu hiện nay được sử dụng cho nhiều mục đích khác nhau trong đó có ba lĩnh vực chính đó là nghiên cứu, đào tạo và ứng dụng hạt nhân. Các LPƯHN nghiên cứu được sử dụng với mục đích nghiên cứu và thử nghiệm trong lĩnh vực vật lý hạt nhân, vật lý lò phản ứng cũng như nghiên cứu tới các loại vật liệu sử dụng trong lò phản ứng hạt nhân. LPƯHN nghiên cứu được sử dụng để đào tạo cán bộ vận hành cho các lò phản ứng công suất bởi khả năng tiếp cận thực tế vào tất cả các hệ thống bên trong của lò phản ứng, cũng như mô phỏng các tình huống có thể xảy ra trong quá trình vận hành. Điều này không thể thực hiện được khi vận hành ở các lò phản ứng hạt nhân công suất do chi phí cao cũng như không đảm bảo an toàn khi thử nghiệm.
Ngoài ra, theo yêu cầu tất yếu hiện nay là sử dụng LPƯHN nghiên cứu cho các ứng dụng thực tiễn của đời sống. Các LPƯHN nghiên cứu được sử dụng cho nhiều ứng dụng như kiểm tra thành phần mẫu bằng phân tích kích hoạt neutron (NAA), pha tạp neutron làm thay đổi tính chất của chất bán dẫn (NTD), tạo ra vật liệu mới bằng kỹ thuật tán xạ và nhiễu xạ neutron, sản xuất đồng vị phóng xạ, dược chất phóng xạ và nguồn phóng xạ kín dùng cho y tế, công nghiệp và nghiên cứu như 99m Tc, 131 I, 125 I, 153 Sm, 90 Y, 177 Lu, 192 Ir. Để nâng cao hiệu quả các ứng dụng thực tiễn trên, các LPƯHN nghiên cứu cần được thiết kế sao cho thông lượng neutron nhiệt cao và vùng chiếu xạ lớn. Đối với LPƯHN nghiên cứu với công suất >10 MW, thông lượng neutron nhiệt cần lớn hơn 2,0×1014 n.
Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt LPƯHN Đà Lạt thuộc loại lò phản ứng nghiên cứu TRIGA Mark II với công suất 250 kW được xây dựng bởi công ty General Atomics (Hoa Kỳ) vào năm 1963. Lò phản ứng TRIGA là lò thiết kế kiểu bể bơi, vùng hoạt 5 Luận văn Thạc sĩ Chu Thời Nam Hình 1.1: Mặt cắt dọc Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt [40]. được nhúng hoàn toàn trong bể nước và được làm mát bằng quá trình đối lưu tự nhiên. Vào thập niên 80, LPƯHN Đà Lạt được Liên Xô thiết kế và nâng công suất lên 500 kW, sử dụng nhiên liệu VVR-M2.
LPƯHN Đà Lạt sau khi nâng công suất vẫn giữ được cấu trúc của lò phản ứng TRIGA Mark II cũ bao gồm thùng lò, vành phản xạ graphite, các kênh chiếu xạ và cột nhiệt như mô tả ở Hình 1. Vùng hoạt của lò được đặt trong một thùng nhôm, xung quanh được bao bọc bằng vành phản xạ graphite để tăng cường phản xạ và hạn chế rò rỉ neutron ra bên ngoài. Vùng hoạt và vành phản xạ được đặt toàn bộ trong bể lò, sử dụng nước nhẹ làm chất làm chậm và làm mát. Tuy nhiên, vùng hoạt và nhiên liệu đã được thay mới hoàn toàn.
Vùng hoạt được tăng cường thêm bẫy neutron, vành phản xạ beryllium để tăng cường phản xạ neutron, và tăng số thanh điều khiển từ 3 lên 7 thanh. Nhiên liệu được sử dụng là loại VVR-M2 do Liên Xô chế tạo có độ giàu cao 6 Luận văn Thạc sĩ Chu Thời Nam (Highly Enriched Uranium –HEU) U-Al 36 wt% và loại nhiên liệu có độ giàu thấp (Low Enriched Uranium – LEU) UO2 – Al 19,75%. Thông lượng neutron nhiệt trung bình trong vùng hoạt khi lò vận hành ở công suất 500kW khoảng 4 × 1012 n.2: Sơ đồ mặt cắt ngang Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt [40]. Vùng hoạt của LPƯHN Đà Lạt gồm 121 ô mạng lục giác để chứa các thanh nhiên liệu, các thanh điều khiển, bẫy neutron, các thanh chèn nhôm, beryllium và các kênh chiếu xạ như mô tả trong Hình 1.
LPƯHN Đà Lạt vận hành trở lại sau khi được thiết kế và nâng công suất vào ngày 20/3/1984. Vùng hoạt sử dụng 88 bó nhiên liệu VVR-M2 độ giàu cao HEU (36%wt 235 U). Mỗi tháng lò phản ứng chạy khoảng 100 giờ phục vụ cho các hoạt động nghiên cứu, sản xuất đồng vị phóng xạ, phân tích kích hoạt neutron NAA và đào tạo cán bộ. Đến năm 1994, LPƯHN tiến hành thay đảo nhiên liệu với việc bổ sung 11 bó nhiên liệu HEU mới và điều chỉnh 89 bó nhiên liệu cũ ra ngoài rìa vùng hoạt.
Do đó, nâng độ dự trữ và duy trì thêm thời gian hoạt động của lò thêm 8 năm. Đến năm 2002, 4 bó nhiên liệu 7 Luận văn Thạc sĩ Chu Thời Nam (a) (b) Thanh nhiên liệu TRIGA Ống trung tâm Bó nhiên liệu VVR-M2 Bẫy neutron Thanh điều khiển Kênh chiếu xạ Thanh điều khiển bù trừ Kênh chiếu xạ Nguồn neutron Graphite Thanh điều khiển tự động Beryllium Hình 1.3: Thiết kế vùng hoạt của LPƯHN Đà Lạt cũ (a) và thiết kế hiện nay (b). mới được thêm vào vùng hoạt, nâng tổng số bó nhiên liệu trong vùng hoạt lên 104 bó. Từ năm 2007 đến năm 2011, LPƯHN Đà Lạt tiến hành chuyển đổi nhiên liệu từ loại độ giàu cao HEU (36% wt 235 U) sang loại độ giàu thấp LEU (19,75% wt 235 U) theo chương trình RERTR (Reduced Enrichment for Research and Test Reactors) theo thỏa thuận của Nga, Hoa Kỳ và Cơ quan Năng lượng Quốc tế (IAEA).
Ngày 30/11/2011, LPƯHN Đà Lạt đạt trạng thái tới hạn lần đầu với vùng hoạt sử dụng nhiên liệu độ giàu thấp LEU (19,75% wt 235 U) với 72 BNL. Ngày 14/12/2011, cấu hình làm việc với 92 BNL LEU được thiết lập và sử dụng ổn định cho tới nay. Nhiên liệu VVR-M2 loại LEU, độ giàu 19,75 wt% 235 U hiện đang sử dụng có khối lượng 235 U trung bình khoảng 49,7 g với thành phần UO2 – Al. Về cơ bản, cấu trúc hình học của hai loại nhiên liệu HEU và LEU có cùng kích thước, chỉ khác nhau về độ dày của phần nhiên liệu tăng lên 0,94mm và vỏ bọc giảm còn 0,78mm.
8 Luận văn Thạc sĩ Chu Thời Nam 1. Mô phỏng lò phản ứng hạt nhân và Thư viện số liệu hạt nhân Để tìm hiểu các quá trình vật lý phức tạp diễn ra trong vùng hoạt của lò phản ứng thì các mô hình mô phỏng tính toán là công cụ vô cùng quan trọng. Các nghiên cứu thực nghiệm trên lò phản ứng khó thực hiện, tốn kém, hoặc có các thử nghiệm không thể được thực hiện. Trong khi đó, các mô hình mô phỏng tính toán hoàn toàn có thể thực hiện được bằng cách thay đổi các điều kiện đầu vào của từng thí nghiệm mong muốn.
Chính vì thế, các chương trình mô phỏng được ứng dụng cho việc tính toán tới hạn lò phản ứng, các nghiên cứu an toàn hạt nhân, tối ưu hóa các thông số vật lý khi hoạt động, nghiên cứu và thiết kế lò phản ứng hạt nhân với các công nghệ, vật liệu mới. Hiện nay, có hai phương pháp mô phỏng để tính toán các thông số vật lý neutron là phương pháp Monte Carlo và phương pháp tất định. Phương pháp Monte Carlo giải phương trình vận chuyển neutron bằng cách sử dụng thống kê kết quả của quá trình gieo hạt ngẫu nhiên. Tùy theo xác suất phản ứng của hạt với vật chất sẽ có những quá trình xảy ra khác nhau.
Kết quả của các quá trình sẽ được tập hợp lại để tổng quát hóa sự việc xảy ra đối với hạt nghiên cứu. Phương pháp Monte Carlo có ưu điểm đơn giản, có thể mô tả hình học vật liệu phức tạp trong lò phản ứng và khả năng tính toán với thư viện số liệu hạt nhân liên tục. Tuy nhiên, phương pháp không tránh khỏi sai số thống kê trong quá trình tính toán. Để giảm được sai số thống kê này, yêu cầu cần tăng số phép gieo ngẫu nhiên, làm cho quá trình tính toán chậm lại hoặc đòi hỏi phải có hệ thống máy tính đủ lớn để thực hiện.
Nhiều chương trình tính toán vật lý lò phản ứng bằng phương pháp Monte Carlo đã được phát triển bởi các phòng thí nghiệm trên thế giới, tiêu biểu như: MCNP – Monte Carlo N-Particle Transport Code (LANL – Mỹ), KENO, TRIPOLI (Pháp), SERPENT (Phần Lan), MVP (Nhật), McCARD. Để thực hiện các tính toán mô phỏng, cần phải cung cấp các thông số phản ứng của các đồng vị trong vật liệu từ thư viện số liệu hạt nhân.