Tài liệu Tìm hiểu và tính toán các thông số cơ bản của lò phản ứng hạt nhân

TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH KHOA VẬT LÝ  LUẬN VĂN TỐT NGHIỆP ĐỀ TÀI: TÌM HIỂU VÀ TÍNH TOÁN CÁC THÔNG SỐ CƠ BẢN CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN GVHD: ThS. Nguyễn Đình Gẫm SVTH: Nguyễn Hà Kim Loan Niên khóa: 2006 – 2011 Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 4, 2011 TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH KHOA VẬT LÝ  LUẬN VĂN TỐT NGHIỆP ĐỀ TÀI: TÌM HIỂU VÀ TÍNH TOÁN CÁC THÔNG SỐ CƠ BẢN CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN GVHD: ThS. Nguyễn Đình Gẫm SVTH: Nguyễn Hà Kim Loan Ngành: Sư phạm Vật lý Mã số: 102 Niên khóa: 2006 – 2011 Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 4, 2011 LỜI MỞ ĐẦU Từ khi lò phản ứng đầu tiên trên thế giới đạt trạng thái tới hạn tại Chicago vào ngày 2 tháng 12 năm 1942, một số lượng lớn các lò phản ứng hạt nhân đã được thiết kế và xây dựng vì nhiều mục đích khác nhau như: sản xuất điện, chiếu xạ y học, nghiên cứu, sản xuất nhiên liệu phân hạch, tạo sức đẩy trong tàu thuyền, máy bay, tên lửa, vệ tinh,… Như vậy, việc sử dụng và đưa vào hoạt động các lò phản ứng hạt nhân nói chung hay các nhà máy điện hạt nhân nói riêng rất quan trọng đối với cuộc sống. Ở các nước trên thế giới, sự phát triển lò phản ứng hạt nhân cũng như nhà máy điện hạt nhân đã đạt đến trình độ kỹ thuật tiên tiến. Riêng ở Việt Nam, ngoài lò phản ứng hạt nhân ở Đà Lạt, chúng ta chỉ mới bắt đầu phát triển, nghiên cứu và sắp tới sẽ tiến hành xây dựng nhà máy điện hạt nhân tại Ninh Thuận. Để tính toán, thiết kế lò phản ứng hạt nhân, ta cần phải biết các thông số đặc trưng của lò. Sau khi thiết kế và lắp ráp lò, cần phải xác định bằng thực nghiệm các thông số vật lý lò. Với đề tài “TÌM HIỂU VÀ TÍNH TOÁN CÁC THÔNG SỐ CƠ BẢN CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN”, em mong rằng luận văn này sẽ mang lại cho mọi người những kiến thức cơ bản về vật lý lò. Và có thể trong tương lai, khi lò phản ứng hạt nhân và nhà máy điện hạt nhân trở nên rất phổ biến, những kiến thức này sẽ được dạy ở trường phổ thông. Em xin chân thành cảm ơn thầy Nguyễn Đình Gẫm đã tận tình hướng dẫn và giúp đỡ em hoàn thành luận văn này. Em xin chân thành cảm ơn các thầy cô trong trường và khoa vật lý trường Đại học Sư phạm thành phố Hồ Chí Minh đã cung cấp kiến thức trong thời gian học tập tại trường và tạo điều kiện cho em được làm luận văn. Cảm ơn các bạn bè đã ủng hộ, động viên trong thời gian làm luận văn. Con xin cảm ơn ba mẹ đã nuôi dạy để con có được kết quả ngày hôm nay. Mặc dù đã cố gắng rất nhiều, nhưng vì kiến thức còn hạn hẹp và đề tài được thực hiện trong một thời gian ngắn, nên em không thể trình bày một cách sâu sắc những vấn đề liên quan đến lò phản ứng hạt nhân. Kính mong nhận được ý kiến góp ý, phê bình và xây dựng của các thầy cô và các bạn. Xin chân thành cảm ơn. MỤC LỤC LỜI MỞ ĐẦU .............................................................................................................. 3 MỤC LỤC .................................................................................................................... 4 PHẦN 1: TỔNG QUAN VỀ LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ................................... 7 CHƯƠNG 1: NĂNG LƯỢNG TỪ PHẢN ỨNG PHÂN HẠCH............................. 7 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 1.1. Phản ứng phân hạch hạt nhân....................................................................................7 T 0 T 0 1.1.1. Thế nào là phản ứng phân hạch hạt nhân................................................................7 T 0 T 0 1.1.2. Phản ứng dây chuyền ..............................................................................................7 1.2. Khối lượng tới hạn .......................................................................................................8 1.3. Năng lượng phân hạch hạt nhân ................................................................................9 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 1.3.1 Năng lượng liên kết và năng lượng liên kết riêng của hạt nhân ..............................9 T 0 T 0 1.3.2 Sự phân hạch ..........................................................................................................10 T 0 T 0 1.3.3 Động năng của các mảnh vỡ phân hạch ................................................................11 T 0 T 0 1.3.4 Năng lượng phát ra sau sự kiện phân hạch ............................................................12 T 0 T 0 1.3.5 Năng lượng tỏa ra từ phản ứng phân hạch 235U ....................................................12 1.4. Sự tương đương năng lượng từ nhiên liệu hóa thạch và nhiên liệu hạt nhân .....13 T 0 T 0 T 0 T 0 CHƯƠNG 2: LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN .......................................................... 14 T 0 T 0 2.1. Lò phản ứng hạt nhân ...............................................................................................14 2.2. Cấu tạo chung ............................................................................................................14 2.3. Nguyên tắc hoạt động ................................................................................................16 2.4. Phân loại lò phản ứng ................................................................................................17 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 2.4.1 Phân loại các lò phản ứng theo mục đích sử dụng: gồm 2 nhóm ..........................17 T 0 T 0 2.4.2 Phân loại các loại lò phản ứng theo đặc trưng vật lý .............................................18 T 0 T 0 2.4.3 Phân loại lò theo đặc trưng kỹ thuật ......................................................................19 T 0 T 0 CHƯƠNG 3: CHU TRÌNH SỐNG CỦA NEUTRON ........................................... 20 T 0 T 0 3.1. Các neutron sinh ra từ phản ứng phân hạch ..........................................................20 3.2. Chu trình sống của neutron ......................................................................................21 T 0 T 0 T 0 T 0 3.2.1. Thừa số phân hạch nhanh .....................................................................................21 T 0 T 0 3.2.2. Xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng ......................................................................21 T 0 T 0 3.2.3. Xác suất tránh rò đối với neutron nhanh ...............................................................22 T 0 T 0 3.2.4. Xác xuất tránh rò đối với neutron nhiệt ................................................................22 T 0 T 0 3.2.5. Hệ số sử dụng neutron nhiệt f ..............................................................................22 T 0 T 0 3.2.6. Hệ số sinh neutron ................................................................................................22 T 0 T 0 CHƯƠNG 4: LÒ PHẢN ỨNG TÁI SINH .............................................................. 25 T 0 T 0 4.1 Quá trình hình thành T 0 239 P Pu ........................................................................................25 P T 0 4.2 Quá trình hình thành 233U..........................................................................................25 4.3 Hệ số tái sinh ...............................................................................................................25 4.4 Hệ số chuyển đổi .........................................................................................................26 4.5 Thời gian nhân đôi T d ................................................................................................27 T 0 P T 0 P T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 R R0 T PHẦN 2: CÁC THÔNG SỐ CƠ BẢN CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ....... 28 CHƯƠNG 5: CÁC KHÁI NIỆM CƠ BẢN............................................................. 28 T 0 T 0 T 0 T 0 5.1 Tiết diện hiệu dụng .....................................................................................................28 T 0 T 0 5.1.1 Tiết diện hiệu dụng vi mô (tiết diện vi mô) ...........................................................28 T 0 T 0 5.1.2 Tiết diện hiệu dụng vĩ mô ......................................................................................29 T 0 T 0 5.1.3 Tiết diện hạt nhân phụ thuộc vào năng lượng hay vận tốc của neutron ................30 5.2 Tỉ lệ tương tác trong bia.............................................................................................32 5.3 Thông lượng neutron..................................................................................................33 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 5.3.1 Thông lượng neutron từ một chiều ........................................................................33 T 0 T 0 5.3.2 Thông lượng neutron từ nhiều chiều .....................................................................33 5.4 Sự làm chậm neutron .................................................................................................34 T 0 T 0 T 0 T 0 5.4.1 Cơ chế làm chậm ...................................................................................................34 T 0 T 0 5.4.2 Tham số va chạm ξ ...............................................................................................35 T 0 T 0 5.4.3 Lethargy .................................................................................................................35 T 0 T 0 5.4.4 Số va chạm S..........................................................................................................36 5.5 Chu kì lò phản ứng .....................................................................................................37 5.6 Chu kỳ nhiên liệu trung bình ....................................................................................39 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 CHƯƠNG 6: LÝ THUYẾT KHUẾCH TÁN NEUTRON .................................... 40 T 0 T 0 6.1 Khuếch tán neutron ....................................................................................................40 T 0 T 0 6.1.1 Độ dài dịch chuyển ................................................................................................40 T 0 T 0 6.1.2 Mật độ dòng neutron ..............................................................................................41 T 0 T 0 6.1.3 Định luật Fick ........................................................................................................43 T 0 T 0 6.1.4 Sự rò neutron..........................................................................................................44 6.2 Phương trình khuếch tán neutron ............................................................................44 T 0 T 0 T 0 T 0 6.2.1 Phương trình khuếch tán ........................................................................................44 T 0 T 0 6.2.2 Các điều kiện biên..................................................................................................45 6.3 Độ dài khuếch tán .......................................................................................................47 6.4 Tổng hợp quá trình khuếch tán và làm chậm neutron ...........................................48 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 6.4.1 Quá trình khuếch tán (ứng với thời gian khuếch tán t kt ) .......................................48 T 0 R R T 0 6.4.2 Quá trình làm chậm (ứng với thời gian làm chậm t ch )...........................................48 6.5 Sự phản xạ neutron ....................................................................................................49 6.6 Phương trình khuếch tán đối với một nhóm neutron .............................................50 T 0 T 0 R R T 0 T 0 T 0 T 0 6.6.1 Phương trình và nghiệm của nó .............................................................................50 T 0 T 0 6.6.2 Xác định hằng số A trong biểu thức thông lượng neutron ....................................56 T 0 T 0 6.6.3 Buckling vật liệu và Buckling hình học ................................................................58 6.7 Buckling vật liệu trong trường hợp tính đến sự làm chậm neutron .....................58 T 0 T 0 T 0 T 0 CHƯƠNG 7: TRẠNG THÁI TỚI HẠN CỦA LÒ PHẢN ỨNG .......................... 60 T 0 T 0 7.1 Hệ số nhân khi không tính đến sự rò rỉ neutron (đối với lò phản ứng có kích thước vô hạn).....................................................................................................................60 T 0 T 0 7.1.1 Hệ số phân hạch nhanh ε ......................................................................................60 T 0 T 0 7.1.2 Xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng p ....................................................................61 T 0 T 0 7.1.3 Hệ số sử dụng neutron nhiệt ..................................................................................63 T 0 T 0 7.1.4 Hệ số sinh neutron .................................................................................................64 T 0 T 0 7.1.5 Hệ số nhân đối với một số môi trường ..................................................................65 7.2 Hệ số nhân khi tính đến sự rò rỉ neutron (đối với lò phản ứng có kích thước hữu hạn).....................................................................................................................................69 T 0 T 0 T 0 T 0 7.2.1 Xác suất tránh rò đối với neutron nhanh ................................................................69 T 0 T 0 7.2.2 Xác suất tránh rò đối với neutron nhiệt .................................................................69 7.3 Kích thước tới hạn của vùng hoạt lò phản ứng .......................................................69 T 0 T 0 T 0 T 0 7.3.1 Vùng hoạt có dạng hình cầu ..................................................................................70 T 0 T 0 7.3.2 Vùng hoạt có dạng hình trụ....................................................................................70 T 0 T 0 7.3.3. Vùng hoạt có dạng hình hộp .................................................................................71 7.4 Công suất của lò phản ứng – Tốc độ phân hạch – Tốc độ tiêu hủy .......................72 T 0 T 0 T 0 T 0 7.4.1 Công suất của lò phản ứng .....................................................................................72 T 0 T 0 7.4.2 Tốc độ phân hạch – Tốc độ tiêu hủy......................................................................74 7.5 Hệ số không đồng đều ................................................................................................75 T 0 T 0 T 0 T 0 7.5.1 Đối với vùng hoạt có dạng hình cầu bán kính R 0 ..................................................75 T 0 R R0 T 7.5.2 Đối với vùng hoạt có dạng hình trụ bán kính R 0 , chiều cao H 0 ............................76 T 0 R R R R0 T 7.5.3 Đối với vùng hoạt có dạng hình lập phương .........................................................76 T 0 T 0 PHẦN 3: MỘT VÀI BÀI TOÁN ÁP DỤNG TÍNH CÁC THÔNG SỐ CƠ BẢN CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ........................................................................ 77 KẾT LUẬN ................................................................................................................ 99 TÀI LIỆU THAM KHẢO ...................................................................................... 100 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 T 0 PHẦN 1: TỔNG QUAN VỀ LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN CHƯƠNG 1: NĂNG LƯỢNG TỪ PHẢN ỨNG PHÂN HẠCH 1.1. Phản ứng phân hạch hạt nhân 1.1.1. Thế nào là phản ứng phân hạch hạt nhân Khi một hạt nhân nguyên tử hấp thụ một neutron, trở thành hạt nhân hợp phần có năng lượng cao. Hạt nhân hợp phần có thể vỡ thành hai mảnh gọi là sản phẩm phân hạch kèm theo một số neutron và giải phóng một lượng lớn năng lượng. Quá trình này được gọi là phản ứng phân hạch. Năng lượng được giải phóng ở trên chính là năng lượng dùng để liên kết các nucleon trong hạt nhân. Ví dụ: Khi hạt nhân U hấp thụ một neutron trở thành hạt nhân hợp phần 236U. Năng 235 P P lượng vừa được hấp thụ từ neutron làm hạt nhân hợp phần không bền, vỡ thành hai mảnh có số khối trung bình và phát ra vài neutron, đồng thời giải phóng một năng lượng lớn. Hình 1.1 Phân hạch hạt nhân bằng neutron [5] P 1.1.2. Phản ứng dây chuyền Sau một phân hạch, hạt nhân phát ra ν neutron. Khi đó, một neutron ban đầu được hấp thụ và gây ra phân hạch, sinh ra ν neutron khác, ta gọi đó là thế hệ neutron thứ nhất. ν neutron này gây ra phân hạch và tạo thêm ν 2 neutron của thế hệ thứ 2. Trong thế hệ thứ 3 có ν 3 neutron,… Như vậy số neutron tăng rất nhanh qua các thế hệ neutron. Đó là sự phát triển của phản ứng dây chuyền. Hình 1.2 Phản ứng dây chuyền của uranium 235[5] P 1.2. Khối lượng tới hạn Không phải tất cả neutron sinh ra do sự phân hạch đều tham gia phản ứng dây chuyền. Một số neutron mất đi do các phản ứng không phân hạch (thường là phản ứng bắt-bức xạ) với nhiều vật liệu có mặt trong lò phản ứng và ngay cả hạt nhân nhiên liệu. Một số neutron khác lại hoàn toàn thoát ra bên ngoài vùng hoạt lò phản ứng. Có thể làm giảm số lượng neutron mất đi do thoát ra khỏi bề mặt biên hình học bằng cách làm gia tăng kích thước (hay khối lượng) nhiên liệu phân hạch và dùng lớp phản xạ. Khối lượng tối thiểu của nhiên liệu phân hạch để có thể duy trì phản ứng dây chuyền gọi là khối lượng tới hạn. Khối lượng tới hạn của nhiên liệu trong một lò phản ứng phụ thuộc vào rất nhiều điều kiện nhưng luôn luôn có một giá trị xác định. Ví dụ: khối lượng tới hạn của 235U có thể nằm trong khoảng nhỏ hơn 1 kg đối với nhiên P P liệu lò gồm muối uranium chứa khoảng 90% đồng vị phân hạch hoà tan trong nước cho tới hơn 200 kg trong hơn 30000 kg uranium thiên nhiên nhúng chìm trong một khối graphic. Nếu chỉ sử dụng uranium thiên nhiên (chứa khoảng 0,7 % 235U) thì không thể đạt trạng thái P tới hạn được. P 1.3. Năng lượng phân hạch hạt nhân 1.3.1 Năng lượng liên kết và năng lượng liên kết riêng của hạt nhân Xét hạt nhân ZA X có khối lượng M. Độ hụt khối: ∆m = [Zm p + (A-Z)m n ] – M = Zm H + (A-Z)m n – M R R R R R R R (1.1) R Với m p = m H = 1,007825 u; m n = 1,008665 u R R R R R R Năng lượng liên kết: BE = ∆m × c 2 (J) nếu ∆m tính bằng kg (1.2) Hay BE = ∆m × 931 (MeV) nếu ∆m tính bằng u (1.3) Năng lượng liên kết riêng: BE 931 = [1, 007825Z + 1, 008665( A − Z ) − M ] A A Ví dụ: 120 Sn có M = 119,9022 u và (1.4) 235 U có M = 235,0439 u. Đối với 120Sn: P P BE 931 MeV = = [1, 007825 × 50 + 1, 008665 × 70 − 119,9022 ] 8,5 A 120 nuclon Đối với 235U: P P BE 931 MeV = = 0439] 7, 6 [1, 007825 × 92 + 1, 008665 ×143 − 235, A 235 nuclon Số nucleon trong hạt nhân Hình 1.3 Đồ thị biến thiên của năng lượng liên kết riêng theo số khối [4] P Dựa vào đồ thị, ta thấy rằng năng lượng liên kết riêng tăng nhanh đến giá trị cực đại 8,7 MeV đối với hạt nhân có số khối A = 56 (sắt). Sau đó giảm dần đến 7,6 MeV đối với 235 U. Những hạt nhân ở giữa bảng tuần hoàn (số khối A từ 40 đến 100 có năng lượng liên kết riêng lớn khoảng 8,5 MeV) là những hạt nhân bền vững. 1.3.2 Sự phân hạch Hình 1.4 trình bày số mảnh vỡ phân hạch trên một phân hạch 235U bởi neutron nhiệt. Các P P mảnh vỡ phân hạch có số khối A từ 72 đến 161. Trong đó có 2 nhóm có số khối từ 80 đến 110 và 125 đến 155 có suất ra lớn nhất, chiếm cỡ 99%. Các hạt nhân có số khối từ 110 đến 125 chỉ chiếm cỡ 1%. Như vậy, hạt nhân 235U bị phân hạch cho ra 2 mảnh vỡ có số khối hay P P khối lượng không bằng nhau. Hình 1.4 Sự phụ thuộc của số mảnh vỡ phân hạch trên một phân hạch 235U bởi neutron P P nhiệt[2] P Năng lượng cần thiết và nhỏ nhất để làm hạt nhân phân hạch được gọi là năng lượng kích hoạt. Năng lượng kích hoạt được sử dụng cho hai phần: một phần truyền cho các nucleon riêng biệt bên trong hạt nhân tạo ra các dạng chuyển động nội tại, một phần dùng để kích thích chuyển động của toàn bộ hạt nhân, do đó gây ra biến dạng theo mẫu giọt chất lỏng và làm hạt nhân vỡ thành các mảnh nhỏ. 2 Năng lượng kích hoạt đối với từng hạt nhân phụ thuộc tỉ số Z /A của hạt nhân đó theo hệ P P thức:  Z2  Ek ≈ 0,18 × A ×  5, 2 − 0,117 ×  MeV A  2 3 (1.5) Trong đó Z là số hiệu nguyên tử và A là số khối của hạt nhân bị phân hạch. 2 Z2 5, 2 > 0,117 ) thì năng lượng kích hoạt rất nhỏ. Do Khi Z /A khá lớn (nhưng vẫn thỏa A P P đó các hạt nhân nặng có thể phân hạch không những do hấp thụ năng lượng neutron mà còn có thể phân rã một cách tự phát. Khi hấp thụ neutron, hạt nhân A Z A+1 Z X biến thành hạt nhân X ở trạng thái kích thích có mức năng lượng cao hơn mức cơ bản. Năng lượng kích thích bằng tổng động năng và năng lượng liên kết của neutron trong hạt nhân mới. Nếu năng lượng kích thích lớn hơn năng lượng kích hoạt thì sự phân hạch xảy ra, ngược lại hạt nhân chỉ chuyển về trạng thái cơ bản và phát ra tia bức xạ. *Đối với 238U P P P P Theo (1.5), E k ≈ 7 MeV. Năng lượng kích thích sau khi hấp thụ neutron chậm: E = ∆mc2 R R P = (M 238 + n – M 239 )c2 ≈ 6 MeV < E k . Vì vậy hạt nhân R R R P P R R 238 P P U chỉ phân hạch khi hấp thụ P P P R neutron có động năng lớn hơn giá trị: (7 – 6) MeV = 1 MeV. *Đối với 235U P P Theo (1.5), E ≈ 6,6 MeV. Năng lượng kích thích sau khi hấp thụ neutron chậm: E = R k R ∆mc2 = (M 235 + n – M 236 ) c2 ≈ 6,8 MeV > E k . Vì vậy, chỉ cần bắt neutron nhiệt có năng P P R R R P P R R R lượng khoảng 0,1→ 0,001eV thì hạt nhân 235U cũng đủ năng lượng phá vỡ hạt nhân. P P P P 1.3.3 Động năng của các mảnh vỡ phân hạch Khi hạt nhân uranium bắt một neutron: n + U → Hạt nhân hợp phần U* + Năng lượng Q Hạt nhân hợp phần U* không bền sẽ phân hạch tạo thành mảnh phân hạch nặng Y H và R R mảnh phân hạch nhẹ Y L , đồng thời phát ra ν neutron. R R Ta có: m L , v L , E L và m H , v H , E H lần lượt là khối lượng, vận tốc và động năng của hai R R R R R R R R R R R R mảnh phân hạch. Áp dụng định luật bảo toàn động lượng: m L v L = m H v H R R R R R R R R → vL mH = vH mL (1.6) mL vL2 EL mH 2 = v= L = 2 EH mH vH vH mL 2 Lập tỉ lệ: (1.7) → Động năng ban đầu của những mảnh phân hạch tỉ lệ nghịch với khối lượng của chúng. Như vậy mảnh phân hạch nhẹ hơn sẽ có động năng lớn hơn. 1.3.4 Năng lượng phát ra sau sự kiện phân hạch Năng lượng phát ra từ phản ứng phân hạch chủ yếu là động năng của các mảnh phân hạch. Trong khoảng 10-3 cm kể từ điểm phân hạch, các mảnh phân hạch trở về trạng thái cơ P P bản, toàn bộ động năng sẽ chuyển thành nhiệt. Ngoài các mảnh vỡ phân hạch, khi phân hạch hạt nhân còn phát ra các lượng tử γ tức thời, các lượng tử γ do các mảnh vỡ phân rã, các neutrino và các neutron. Các mảnh vỡ phân hạch thường có hoạt tính β do chúng thừa neutron. Vì vậy, sau khi phân hạch chúng tiếp tục phân rã β thêm 3, 4, 5,…lần để trở thành đồng vị bền. 1.3.5 Năng lượng tỏa ra từ phản ứng phân hạch Khi một hạt nhân 235 U U phân hạch, nó có xu hướng vỡ thành 2 mảnh nằm trong nhóm 235 các hạt nhân bền vững. Tương ứng một nucleon của U sau phân hạch phát ra một năng 235 lượng là: 8,5 - 7,6 = 0,9 MeV. Như vậy năng lượng thu được khi phân hạch 1 hạt nhân 235 U là 0,9 × 235 ≈ 210 MeV gồm: - Động năng các mảnh vỡ phân hạch: 169 MeV - Các γ tức thời: 5 MeV - Các neutron phân hạch: 5 MeV - Các β do phân rã: 7 MeV - Các γ do phân rã: 6 MeV - Các neutrino: 11 MeV Tổng cộng: 203 MeV Ngoài các thành phần năng lượng nêu trên, còn có đóng góp của năng lượng bức xạ γ cỡ 8 MeV do quá trình bắt bức xạ (n, γ ). Như vậy, năng lượng tổng cộng cỡ 210 MeV [2]. P P 1.4. Sự tương đương năng lượng từ nhiên liệu hóa thạch và nhiên liệu hạt nhân Dựa trên công thức Einstein E = mc người ta tính được 1g khối lượng tương đương 2 một năng lượng 5, 608 ×1026 MeV . Khi tất cả hạt nhân trong 1g nhiên liệu (ví dụ hạch, khoảng 0,001g chuyển thành năng lượng tạo ra một 235 U ) phân lượng nhiệt 5, 608 ×1026 × 0, 001= 5, 608 ×1023 MeV . Mà 1 tấn than đá tạo ra 1,57896 × 1023 MeV . Từ đó thấy rằng: Để tạo ra một lượng nhiệt 5, 608 ×1023 ≈ 3,552 tấn than đá. 5, 608 ×10 MeV cần 1,57896 ×1023 23 Các số liệu trên đã chứng minh rằng để tạo ra cùng một lượng nhiệt chỉ cần một lượng rất ít nhiên liệu phân hạch trong khi lại đòi hỏi một lượng rất lớn than đá (nhiên liệu hóa thạch). Hơn nữa, trữ lượng nhiên liệu hóa thạch đang cạn kiệt dần. Điều đó cho thấy tầm quan trọng của việc sử dụng nhiên liệu phân hạch trong tương lai thay thế hoàn toàn cho nhiên liệu hóa thạch đã đặt ra một yêu cầu cấp thiết trong việc chiếm lĩnh và ứng dụng trong kỹ thuật vật lý lò phản ứng hạt nhân. CHƯƠNG 2: LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN 2.1. Lò phản ứng hạt nhân Lò phản ứng hạt nhân là một thiết bị, trong đó năng lượng được giải phóng ra từ phản ứng dây chuyền liên quan đến neutron và các nguyên tố phân hạch (ba đồng vị phân hạch là U , 235U , 239 Pu ). Năng lượng này được tỏa ra chủ yếu ở dạng nhiệt và bức xạ; được sử 233 dụng vào nhiều mục đích khác nhau, trong đó có mục đích phát điện. 2.2. Cấu tạo chung Hình 2.1 Cấu tạo lò phản ứng hạt nhân[6] P - Vùng hoạt: nơi xảy ra phản ứng dây chuyền và số neutron được nhân lên. Vùng hoạt được phân thành hai loại: đồng nhất và không đồng nhất. Trong vùng hoạt đồng nhất, nhiên liệu phân hạch và chất làm chậm được trộn đều với nhau. Vùng hoạt không đồng nhất được cấu tạo từ các thanh nhiên liệu và chất làm chậm riêng biệt nhau, thường được đặt xen kẽ nhau. Ngoài ra, vùng hoạt còn chứa các thanh điều khiển, thanh bảo hiểm. Trong vùng hoạt của lò phản ứng neutron nhiệt, neutron nhiệt bị hạt nhân nhiên liệu hấp thụ, gây nên phản ứng phân hạch tạo ra neutron nhanh. - Chất làm chậm: có tác dụng làm giảm vận tốc của neutron nhanh (biến neutron nhanh thành neutron nhiệt) để làm tăng xác suất phân hạch trong lò. Chất làm chậm có thể là: graphit, nước thường, nước nặng, khí… Trong lò phản ứng nhanh, phân hạch xảy ra do sự bắt neutron nhanh (neutron có năng lượng cao) được sinh ra từ phân hạch trước. Như vậy, không có sự làm chậm neutron và không có chất làm chậm. - Lớp phản xạ: bao quanh vùng hoạt, làm từ chất liệu có tiết diện hấp thụ neutron nhỏ, tiết diện phản xạ neutron lớn, có tác dụng làm giảm bớt số neutron thoát ra ngoài. Việc sử dụng lớp phản xạ cũng có tác dụng làm giảm khối lượng tới hạn của hạt nhân nhiên liệu. Vật liệu dùng làm chất làm chậm cũng được dùng làm chất phản xạ. Hiệu quả của một vật liệu dùng làm chất phản xạ được đo bằng hệ số phản xạ. - Thanh điều khiển: điều khiển phản ứng dây chuyền bằng cách đưa vào vật liệu hấp thụ neutron để duy trì phản ứng dây chuyền tại mức độ thích hợp; thường có dạng ống trụ hoặc dạng tấm, dạng lá hoặc hình chữ thập; làm từ vật liệu có khả năng hấp thụ neutron cao như cacbon, cadmium hay thép không gỉ. - Thanh bảo hiểm: (là thanh điều khiển đặc biệt) dùng để dừng lò khi có sự cố, dập tắt phản ứng dây chuyền. Các thanh điều khiển được chế tạo từ các chất liệu có tiết diện hấp thụ neutron lớn. Khi có tín hiệu dập tắt lò thì thanh bảo hiểm được đưa vào vùng hoạt nhằm hấp thụ các neutron phân hạch. - Hệ thống tải nhiệt (chất làm nguội) Để nhiên liệu khỏi bị nóng chảy và dẫn nhiệt ra ngoài, người ta sử dụng hệ thống tải nhiệt. Trong nhiều lò phản ứng, chất làm chậm và chất làm nguội là cùng một chất. Ví dụ: lò phản ứng trong tàu ngầm được làm chậm và làm nguội bằng nước thường hoặc nước nặng. Trong những lò phản ứng khác, chúng là những chất khác nhau như chất rắn, lỏng, khí. Chất tải nhiệt chảy ngang qua vùng hoạt lò, tải nhiệt từ vùng hoạt lò tới máy tạo hơi nước dùng để làm quay các tua - bin sản xuất điện năng. Nhiệt độ cao của hơi nước hay những chất lỏng tải nhiệt khác làm gia tăng hiệu suất biến đổi nhiệt năng thành điện năng. Do đó trong lò phản ứng tạo ra điện năng, người ta mong muốn hoạt động ở nhiệt độ thực tế cao nhất. - Kênh thí nghiệm (có trong lò phản ứng nghiên cứu): là vùng trong lò được dùng làm chỗ chiếu xạ neutron lên các mẫu vật nghiên cứu, hoặc là đường dẫn neutron ra ngoài dùng cho các thí nghiệm. - Lớp vỏ bảo vệ: ngăn những tia bức xạ nguy hiểm như tia α , β , γ cũng như neutron phát ra từ các phản ứng phân hạch. Lớp vỏ thường được làm bằng nhôm, thép không gỉ, zinicori. - Nhà lò xây bằng bê tông đặc biệt. 2.3. Nguyên tắc hoạt động Lò phản ứng hạt nhân hoạt động dựa vào phản ứng dây chuyền. Sau khi phân hạch, các neutron sinh ra là các neutron nhanh, chúng tương tác với tất cả vật liệu cấu tạo, trong đó xảy ra các phản ứng: bắt bức xạ, tán xạ đàn hồi, tán xạ không đàn hồi, hấp thụ gây phân hạch và hấp thụ không gây phân hạch. Các chất làm chậm có tác dụng làm giảm năng lượng neutron do quá trình tán xạ. Nếu trong môi trường không có chất làm chậm thì các neutron nhanh bị môi trường hấp thụ, do đó các hạt nhân nhiên liệu bị phân hạch do neutron nhanh. Khi đó phản ứng dây chuyền được thực hiện bởi neutron nhanh. Nếu trong môi trường có chất làm chậm thì các neutron nhanh bị làm chậm đến neutron trung gian và neutron nhiệt. Khi đó phản ứng dây chuyền được thực hiện nhờ neutron trung gian hay neutron nhiệt. Nguyên tắc hoạt động của các lò phản ứng hạt nhân tương tự nhau. Ở đây, ta lấy ví dụ nguyên tắc hoạt động của lò nước áp lực PWR: Hình 2.2 Nguyên tắc hoạt động của lò PWR[6] P Nhiệt năng giải phóng do sự phân hạch nhiên liệu trong thùng lò được biến đổi thành điện năng qua 3 chu trình nước hoàn toàn độc lập nhau: - Chu trình sơ cấp: Đây là chu trình của nước áp lực cao (tới 150 atm). Nhiệt dược tải đi và được giải phóng ở các hệ sinh hơi. Sau đó quay trở lại thùng lò. Đây là chu trình duy nhất có phóng xạ. Do đó, toàn bộ chu trình được thực hiện trong tòa nhà lò kín bằng bê tông đặc biệt. - Chu trình thứ cấp: Sau khi thu nhiệt ở các hệ sinh hơi, nước của chu trình này hóa hơi làm hoạt động hệ tuabin và máy phát điện. Chu trình này không phóng xạ. Hơi ngưng tụ thành nước trong hệ ngưng tụ và được dẫn quay trở lại hệ sinh hơi. - Chu trình làm mát: Nước lạnh được dẫn đến hệ ngưng tụ rồi lại được dẫn đi. Có thể dùng các tháp làm mát sử dụng đối lưu của không khí như thường nhìn thấy trong toàn cảnh của nhà máy PWR của Pháp. Cũng có thể không dùng các tháp này mà dẫn nước lạnh từ sông hoặc biển vào hệ ngưng tụ rồi đưa nước ấm trở ra sông hoặc biển. 2.4. Phân loại lò phản ứng Có rất nhiều cách phân loại lò phản ứng hạt nhân. Sau đây là một số cách phân loại thông thường. 2.4.1 Phân loại các lò phản ứng theo mục đích sử dụng: gồm 2 nhóm - Lò năng lượng chủ yếu sử dụng nhiệt năng. - Lò nghiên cứu sử dụng các bức xạ hạt nhân và các sản phẩm phân hạch. * Lò phản ứng năng lượng - Được sử dụng trong các nhà máy điện hạt nhân, dùng nguồn nhiệt biến nước thành hơi nước để quay tuabinsản xuất điện. - Cung cấp nhiệt cho các nhu cầu công nghiệp và đời sống (các lò kích thước bé được thiết kế cho các phương tiện vận tải như tàu thủy, máy bay, tên lửa, các tàu hạm đội, tàu phá băng…). - Sản xuất nhiên liệu hạt nhân (các lò phản ứng chế tạo 239 Pu từ 238 U , hay 232 Th ). * Lò phản ứng sử dụng các bức xạ hạt nhân và các sản phẩm phân hạch: 3 nhóm U từ 233 - Các lò phản ứng nghiên cứu: Sử dụng các bức xạ neutron và γ trong các nghiên cứu khoa học và kỹ thuật để chiếu xạ các vật liệu hạt nhân. Đặc điểm: có nhiều kênh. Dùng để nghiên cứu các quá trình xảy ra trong lò phản ứng, các tính chất của vật liệu, tác dụng sinh học và chế tạo các đồng vị phóng xạ các loại. Ví dụ: lò TRIGA Mark II. - Lò phản ứng sản xuất: dùng để sản xuất một lượng lớn nhiên liệu 239 Pu (lò phản ứng công nghiệp) hay để sản xuất các chất đồng vị phóng xạ (lò phản ứng đồng vị). - Các lò phản ứng chiếu xạ: gồm lò phản ứng xử lý vật liệu bằng các bức xạ neutron hay γ với mục đích nâng cao các tính chất của chúng; lò phản ứng hóa hạt nhân sử dụng các bức xạ hạt nhân; lò phản ứng nguồn neutron dùng để phân tích kích hoạt các thành phần vật liệu; lò phản ứng để chiếu xạ sinh học, chiếu xạ thực phẩm… 2.4.2 Phân loại các loại lò phản ứng theo đặc trưng vật lý - Theo năng lượng neutron: lò phản ứng neutron nhiệt (phổ biến trong nghành điện S S nguyên tử do sự hao hụt neutron tương đối ít) như các lò BWR (lò nước sôi), PWR (lò nước áp lực), VVER, RBMK (lò sinh nhiệt),…; lò phản ứng neutron trung gian như lò phản ứng trong tàu vũ trụ; lò phản ứng neutron nhanh như các lò BN350, BN600, Super Fenix, Naval. - Theo dạng chu trình nhiên liệu: lò phản ứng làm việc trong chu trình nhiên liệu uranium, plutonium, thorium. - Theo hệ số tái sinh nhiên liệu: lò phản ứng đốt nhiên liệu (hệ số tái sinh bé hơn một), lò phản ứng nhân nhiên liệu (hệ số tái sinh lớn hơn một). - Theo loại nhiên liệu: • Lò phản ứng sử dụng nhiên liệu UO 2 (3-4%) (ví dụ: lò LWR). R R • Lò phản ứng sử dụng thanh nhiên liệu uranium thiên nhiên (ví dụ: lò CANDU). • Lò phản ứng sử dụng nhiên liệu UO 2 , cacbon, silicon có dạng hình cầu (ví dụ: lò R R HTGR). • Lò phản ứng sử dụng hợp kim U-Pu-Zr, lớp phản xạ bằng thép (ví dụ: lò LMR). • Lò phản ứng sử dụng hợp kim U-Al, lớp phản xạ bằng Al-Si (ví dụ: lò TRIGA). - Theo chất làm lạnh: • Chất làm lạnh là nước nhẹ H 2 O (ví dụ: lò LWR). R R • Chất làm lạnh là nước nặng D 2 O (ví dụ: lò CANDU). R R • Chất làm lạnh là khí như: không khí, khí CO 2 , Helium (ví dụ: lò HTRR) . R R • Chất làm lạnh là kim loại lỏng như Na, Na-K, Pb-Bi (ví dụ: lò LMR). - Theo chất làm chậm: • Chất làm chậm bằng nước nhẹ H 2 0 (ví dụ: lò LWR). R R • Chất làm chậm bằng nước nặng D 2 0 (ví dụ: lò CANDU). R R • Chất làm chậm bằng graphic (ví dụ: lò LGR, GCR, HTGR). 2.4.3 Phân loại lò theo đặc trưng kỹ thuật - Theo các yếu tố tạo ra áp lực lên chất tải nhiệt: lò phản ứng vỏ chịu lực (vỏ lò giữ áp lực chất tải nhiệt), lò phản ứng kênh chịu lực (từng kênh nhiên liệu giữ áp lực chất tải nhiệt), lò phản ứng vỏ và kênh chịu lực (lò kết hợp cả vỏ và kênh giữ áp lực chất tải nhiệt). - Theo dạng chất tải nhiệt và chất làm chậm: lò nước - nước (dùng nước làm chất tải nhiệt và chất làm chậm), lò nhiệt (chất tải nhiệt là nước nặng D 2 O hay graphit), lò nhanh R R (chất tải nhiệt là natri hay helium),… - Theo trạng thái của nước tải nhiệt: lò nước sôi (BWR), lò nước áp lực (PWR). - Theo số vòng tuần hoàn của hệ thống tải nhiệt: lò phản ứng một vòng tuần hoàn - lò phản ứng với chu trình sinh hơi trực tiếp (ví dụ: lò BWR), lò phản ứng hai vòng tuần hoàn (ví dụ: lò PWR), lò phản ứng ba vòng tuần hoàn (ví dụ: lò LMR). - Theo cấu trúc và dạng của vùng hoạt: lò phản ứng đồng nhất và không đồng nhất với vùng hoạt dạng hình trụ, hình hộp và hình cầu. - Theo khả năng di chuyển: lò phản ứng tĩnh, lò phản ứng di động. - Theo thời gian hoạt động: lò phản ứng hoạt động liên tục, lò phản ứng hoạt động gián đoạn. CHƯƠNG 3: CHU TRÌNH SỐNG CỦA NEUTRON 3.1. Các neutron sinh ra từ phản ứng phân hạch Các neutron sinh ra do phản ứng phân hạch (còn gọi là neutron phân hạch) là đối tượng đáng lưu ý vì chúng đóng vai trò quan trọng trong phản ứng dây chuyền. Trong mỗi phân hạch trung bình sinh ra ν neutron. Đại lượng này khác nhau đối với các hạt nhân khác nhau và tăng khi tăng năng lượng neutron. Bảng 3 Số neutron trung bình sinh ra trong mỗi phân hạch ν [2] Hạt nhân E = 0,025 eV E = 1,8 eV 233U 2,52 2,71 235U 2,41 2,74 238U - 2,70 239Pu 2,92 3,21 Các neutron phân hạch gồm 2 loại: Các neutron tức thời (chiếm 99%) sinh ra trong vòng 10-14 giây từ thời điểm phân hạch; và neutron trễ (chiếm 1%) sinh ra muộn hơn thời điểm P P phân hạch vài giây hoặc thậm chí vài phút. Mặc dù neutron trễ chiếm một lượng nhỏ, nhưng những neutron này có ảnh hưởng lớn đến việc điều khiển quá trình phản ứng dây chuyền, điều khiển lò phản ứng hạt nhân. Đối với 235U, năng lượng trung bình của các neutron tức thời bằng E = 1,94 MeV , do đó P P để đơn giản trong tính toán ta thường coi các neutron tức thời có cùng năng lượng và bằng cỡ 2 MeV. Neutron trễ xuất hiện khi các mảnh vỡ phân hạch (chủ yếu là các hạt nhân Iốt và Brôm) phân rã β . Thời gian trễ của neutron được xác định bởi thời gian sống của mảnh vỡ phân rã β . Các neutron trễ được chia làm sáu nhóm theo thời gian bán rã của mảnh vỡ phân hạch. 6 Mỗi nhóm được đặc trưng bởi suất ra neutron trễ βi với β = ∑ β i . Số lượng neutron trễ i =1 trong một phân hạch bằng βν .