BÀI TẬP VẬT LÝ LÒ

7/20/2011
1
GVHD: ThS. Nguyễn Đình Gẫm
SVTH: Nguyễn Hà Kim Loan
Niên khóa: 2006 - 2011
TÌM HIỂU VÀ TÍNH TOÁN CÁC THÔNG SỐ
CƠ BẢN CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN
7/20/2011
2
NỘI DUNG TỔNG QUÁT
Phần 1: Tổng quan về lò phản ứng hạt nhân
Phần 2: Tìm hiểu các thông số cơ bản của lò phản ứng hạt nhân
Phần 3: Một vài bài toán áp dụng tính các thông số cơ bản của lò phản ứng hạt nhân
7/20/2011
3
Phần I TỔNG QUAN VỀ LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN

Chương 1 Năng lượng từ phản ứng phân hạch
Chương 2 Lò phản ứng hạt nhân
Chương 3 Chu trình sống của neutron
Chương 4 Lò phản ứng tái sinh
7/20/2011
4
Phần 2 CÁC THÔNG SỐ CƠ BẢN CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN
Chương 5 Các khái niệm cơ bản
Chương 6 Lý thuyết khuếch tán neutron
Chương 7 Trạng thái tới hạn của lò phản ứng
7/20/2011
5
Phần 3 Một vài bài toán áp dụng tính các thông số cơ bản của lò phản ứng hạt nhân
Bài tập 1. Tỉ lệ tương tác
Bài tập 2. Khối lượng nhiên liệu, sự tương đương giữa khối lượng nhiên liệu hạt nhân và nhiên liệu hóa thạch
Bài tập 3. Mật độ dòng neutron
Bài tập 4. Mật độ hạt nhân, tiết diện hiệu dụng, hệ số sinh neutron
Bài tập 5. Khối lượng nhiên liệu tiêu thụ, chu kì nhiên liệu
Bài tập 6. Xác suất tránh rò rỉ
Bài tập 7. Bán kính tới hạn, khối lượng tới hạn
Bài tập 8. Hệ số Buckling, bề dày tới hạn

7/20/2011
6
Phản ứng phân hạch hạt nhân
7/20/2011
7
Phản ứng dây chuyền
7/20/2011
8
Năng lượng liên kết riêng của hạt nhân
7/20/2011
9
Cấu tạo lò phản ứng hạt nhân
7/20/2011
10
Nguyên tắc hoạt động của lò phản ứng
7/20/2011
11
CHU TRÌNH SỐNG CỦA NEUTRON
7/20/2011
12
PHƯƠNG TRÌNH KHUẾCH TÁN NEUTRON


Phương trình khuếch tán dừng:
Điều kiện biên:








Tại miền gần nguồn điểm neutron:
7/20/2011
13
QUÁ TRÌNH KHUẾCH TÁN VÀ LÀM CHẬM NEUTRON
Thời gian sống trung bình của neutron:
: Độ dài làm chậm
: Khoảng cách trung bình để neutron khuếch tán từ lúc thành neutron nhiệt đến lúc bị hấp thụ
7/20/2011
14
*Quãng đường từ nơi neutron nhanh sinh ra đến nơi neutron nhiệt bị hấp thụ:
7/20/2011
15
HỆ SỐ BUCKLING
Nguồn neutron nhiệt:
Phương trình khuếch tán đối với một nhóm neutron:
Hay
Hệ số buckling vật liệu:
Tính đến quá trình hấp thụ:
7/20/2011
16
7/20/2011
17
BÀI TẬP 1
Một chùm tia neutron có năng lượng 1MeV, mật độ đập vào một bia 12C mỏng. Bia có diện tích 0,5cm2 và bề dày 0,05 cm. Chùm tia tới có tiết diện 0,1 cm2. Tại mức năng lượng 1 MeV, tổng tiết diện của 12C là 2,6 barn và mật độ là .
a. Tính tỉ lệ tương tác xảy ra trong bia?
b. Tính tỉ lệ một neutron trong chùm tia tới va chạm với bia?
7/20/2011
18
a. Mật độ nguyên tử cacbon của bia:
nguyên tử/cm3

Thể tích vùng tương tác:
Tỉ lệ tương tác xảy ra:
tương tác/giây
b. Tỉ lệ một neutron trong chùm tia tới va chạm với bia:
Như vậy xác suất để 1 neutron va chạm với bia là 1%
7/20/2011
19
Một nhà máy điện hạt nhân dùng 235U có công suất 5MW, hiệu suất 20%.
a. Tính khối lượng uranium cần dùng để nhà máy hoạt động liên tục trong một năm?
b. Với nhà máy điện dùng than, hiệu suất 25%, muốn có công suất như trên thì khối lượng than tiêu thụ trong 1 năm là bao nhiêu?
Biết rằng một hạt nhân 235U phân hạch tỏa ra nhiệt lượng 200MeV, và 1 kg than cháy hoàn toàn tỏa ra nhiệt lượng q = 8000kcal.
BÀI TẬP 2
7/20/2011
20
a. Khối lượng dùng trong một ngày (tốc độ phân hạch 235U):
g/ngày
Vì H=20% nên khối lượng 235U thực sự cần dùng trong một năm:

b. Năng lượng do than tỏa ra trong một năm:

1 kg than tỏa ra nhiệt lượng q = 8000kcal = 33600 kJ
Vậy khối lượng than thực sự cần dùng trong một năm:
tấn
7/20/2011
21
Thông lượng neutron tại khoảng cách r của một

nguồn phát điểm đơn năng là
Tính:
a. Mật độ dòng neutron tại khoảng cách r;
b. Số neutron trung bình đi qua mặt cầu bán kính r.
BÀI TẬP 3
7/20/2011
22
a. Theo định luật Fick:
Do tính chất đối xứng của tọa độ cầu:



(er là vectơ đơn vị)

b. Số neutron trung bình đi
qua mặt cầu bán kính r:
7/20/2011
23
Không kể 234U, uranium thiên nhiên xem như là một hỗn hợp đồng nhất gồm 99,28% 238U (tiết diện hiệu dụng hấp thu 2,7 barn) và 0,72% 235U (tiết diện hiệu dụng hấp thu 681 barn). Mật độ kim loại uranium thiên nhiên là 19.103 kg/m3. Một vùng hoạt lò không đồng nhất sử dụng nhiên liệu uranium thiên nhiên.
a. Xác định tiết diện hiệu dụng hấp thu vi mô và vĩ mô của vật liệu này.
b. Với , xác định hệ số sinh neutron.
BÀI TẬP 4
7/20/2011
24
%U238 = 99,28%; %U235 = 0,72%






Mật độ nguyên tử 238U; 235U và uranium thiên nhiên:
hạt nhân/m3

hạt nhân/m3
7/20/2011
25

hạt nhân/m3
Tiết diện hiệu dụng hấp thụ vĩ mô và vi mô của uranium thiên nhiên:



Hệ số sinh neutron:

Vậy khi 1 neutron được hấp thụ trong nhiên liệu, sẽ giải phóng 1,368 neutron.
7/20/2011
26
BÀI TẬP 5
Một lò phản ứng hình trụ sử dụng nhiên liệu uranium thiên nhiên, hoạt động ở công suất 500MW. Biết hệ số công suất là 0,8; bán kính vùng hoạt R = 182,88 cm; chiều cao vùng hoạt H = 365,76 cm; và thể tích nhiên liệu chiếm 6% vùng hoạt.
a. Tính lượng nhiên liệu uranium thiên nhiên mà lò tiêu thụ trong một năm?
b. Tính chu kì nhiên liệu của lò phản ứng. Phần trăm nguyên tử được sử dụng lớn nhất là 0,2%.
phân hạch/giây
7/20/2011
27
a. Số phân hạch trong một giây:
phân hạch/giây
Thể tích vùng hoạt:
Thể tích nhiên liệu:

Tổng số hạt nhân 235U trong lò:
hạt nhân
Khối lượng 235U tiêu thụ trong 1 giây:
g/giây

7/20/2011
28
Lượng nhiên liệu tiêu thụ trong 1 năm:

kg/năm

235U cũng bị mất đi do hấp thụ neutron nhưng không phân hạch. Tỉ lệ này được tính như sau:


Lượng 235U thực tế được tiêu thụ trong một năm:
kg/năm
7/20/2011
29
b. Hạt nhân/cm3
Số nguyên tử lớn nhất được dùng:

Chu kì nhiên liệu trung bình:


Vậy chu kì nhiên liệu trung bình khoảng 24 tuần.
giây
tuần
7/20/2011
30
Một lò phản ứng đồng nhất sử dụng hỗn hợp graphic và 235U với tỉ lệ nguyên tử 40000:1. Vùng hoạt lò hình cầu có bán kính R = 120 cm. Tính xác suất tránh rò rỉ neutron nhiệt và neutron nhanh.
Biết diện tích khuếch tán đối với graphic L2 = 3500 cm2, tuổi neutron
BÀI TẬP 6
7/20/2011
31
Hệ số buckling:
Xác suất tránh rò rỉ neutron nhanh:

Hệ số sử dụng neutron nhiệt:



L2(thực) = L2(1- f) = 3500(1- 0,835) = 577,5
Xác suất tránh rò rỉ neutron nhiệt:
7/20/2011
32
BÀI TẬP 7
Lò phản ứng đồng nhất có vùng hoạt lò phản ứng hình cầu, sử dụng hỗn hợp nhiên liệu uranium 235U được làm giàu và graphic như trong bài tập 6.
a. Tính bán kính R tới hạn;
b. Tính khối lượng 235U cần thiết để lò ở trạng thái tới hạn.
Với ; ; ;
Vì sử dụng hỗn hợp 235U được làm giàu và graphic nên xem như
7/20/2011
33
a.Ở trạng thái tới hạn:

Hệ số sinh neutron:

Hệ số nhân hiệu dụng:


Sử dụng phương pháp đồ thị:

Vậy bán kính tới hạn: R = 125 cm
7/20/2011
34
b. Mật độ 235U:


Mật độ C:
Đối với lò phản ứng đồng nhất: V235 = VC = V


Khối lượng 235U cần thiết:
7/20/2011
35
Một lò phản ứng dạng bản phẳng vô hạn sử dụng hỗn hợp đồng nhất gồm graphic và uranium ở trạng thái tới hạn. Tính:
a. Hệ số buckling vật liệu;
b. Xác suất tránh rò rỉ neutron nhiệt;
c. Bề dày tới hạn.
Biết ; ;
BÀI TẬP 8
7/20/2011
36
a. Diện tích khuếch tán:
Hệ số buckling vật liệu:


b. Xác suất tránh rò rỉ nhiệt:
c. Ở trạng thái tới hạn:


Độ dài ngoại suy:
Bề rộng tới hạn của lò phản ứng phẳng:
7/20/2011
37
KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ
Luận văn này sẽ cung cấp những kiến thức cơ bản về lò phản ứng hạt nhân cũng như các thông số vật lý lò cho sinh viên, học sinh, cũng như mọi người.
Những điều đã thực hiện được: cung cấp được kiến thức về lò phản ứng hạt nhân, những thông số cơ bản của vật lý lò, các bài tập ứng dụng thực tiễn.
Bên cạnh đó vẫn còn nhiều sai sót khi thu thập và kiểm chứng các kiến thức trong quá trình làm luận văn.
7/20/2011
38
Cám ơn Quý Thầy Cô và các bạn quan tâm theo dỏi