Đang tải... (xem toàn văn)
[Đồ án] Nghiên cứu tính toán tới hạn các thông số và phân bố công suất trong lò phản ứng PWR
1 MỤC LỤC MỞ ĐẦU 5 NỘI DUNG 7 CHƢƠNG I: CÁC QUÁ TRÌNH VẬT LÝ CƠ BẢN XẢY RA TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN 7 1. Vật lý neutron cơ bản 7 1.1. Tƣơng tác của neutron với vật chất 7 1.2. Tiết diện phản ứng 7 1.3. Quãng chạy tự do trung bình 8 1.4. Phƣơng trình vận chuyển và khuếch tán neutron 8 1.5. Phƣơng trình tới hạn 9 1.6. Phƣơng trình động học 10 2. Các hệ số đặc trƣng ảnh hƣởng tới tính toán lò 11 2.1. Hệ số phản hồi âm 11 2.1.1. Hiệu ứng Doffler 11 2.1.2. Hệ số chất làm chậm 12 2.2. Năng lƣợng sinh ra trong một chu trình 12 CHƢƠNG II: CƠ SỞ LÝ THUYẾT CỦA PHƢƠNG PHÁP MONTE – CARLO TRONG TÍNH TOÁN TỚI HẠN VÀ CHƢƠNG TRÌNH MCNP 5.0 13 1. Cơ sở lý thuyết của phƣơng pháp Monte-Carlo 13 1.1. Các phƣơng trình tới hạn 13 1.2. Mô tả thống kê các hệ sinh sôi 16 1.3. Các điểm đặc trƣng chủ yếu của áp dụng phƣơng pháp Monte-Carlo để giải các phƣơng trình tới hạn 18 1.4. Các thuật toán Monte-Carlo giải các phƣơng trình tới hạn trong các hệ phân hạch 19 1.4.1. Sơ đồ thuật toán ADF 20 1.4.2. Sơ đồ thuật toán MXM 20 1.4.3. Sơ đồ thuật toán Lieberoth 21 2 2. Chƣơng trình MCNP 5.0 22 2.1. Số liệu và phản ứng hạt nhân 23 2.2. Cở sở vật lý áp dụng trong MCNP 24 2.2.1. Trọng số hạt 24 2.2.2. Đƣờng đi của hạt 25 2.3. Các lệnh MCNP 5.0 sử dụng trong quá trình mô phỏng tới hạn lò phản ứng hạt nhân PWR 26 2.3.1. Khai báo các thẻ ô (cell cards) 26 2.3.2. Khai báo các thẻ bề mặt (surface cards) 28 2.3.3. Khai báo các thẻ dữ liệu ( data cards) 30 2.3.4. Các câu lệnh MCNP cần thiết cho tính toán tới hạn, phân bố thông lƣợng, phân bố công suất trong lò phản ứng hạt nhân 33 CHƢƠNG 3: CẤU TRÚC VÙNG HOẠT LÒ PHẢN ỨNG TOMARI NUCLEAR POWER PLANT UNIT 3 VÀ CÁC BÀI TOÁN MÔ PHỎNG 39 1. Cấu trúc của lò PWR thế hệ III 39 1.1. Hình dạng, cấu trúc và thành phần vùng hoạt lò PWR 39 1.2. Các thông số mô phỏng 46 2. Các bài toán mô phỏng 50 2.1. Bài toán 1 50 2.2. Bài toán 2 52 2.3. Bài toán 3 53 CHƢƠNG IV: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN 55 1. Kết quả tính toán 55 1.1. Bài toán 1 55 1.2. Bài toán 2 58 1.3. Bài toán 3 59 2. Thảo luận 74 KẾT LUẬN 77 TÀI LIỆU THAM KHẢO 78 3 DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU Bảng 1.1. Thông số về neutron trễ 11 Bảng 2.1: Các loại mặt trong MCNP 29 Bảng 2.2: Các loại tally lấy ra 32 Bảng 3.1: Phân bố nhiên liệu trong chu trình cháy 44 Bảng 3.2: Thông số mô phỏng cho lò PWR 46 Bảng 3.3. Thành phần vật liệu của vỏ lò, vỏ nhiên liệu và thanh điều khiển 49 Bảng 3.4: Khối lượng riêng các chất ở 580 o K và 15.5Mpa 49 Bảng 3.5: Vật liệu mô phỏng qua màu sắc đặc trưng 54 Bảng 4.1: Kết quả bài toán 1 đối với một thanh nhiên liệu vô hạn tuần hoàn 55 Bảng 4.2: Kết quả bài toán 1 đối với một thanh nhiên liệu hữu hạn tuần hoàn 55 Bảng 4.3: Kết quả bài toán 1 đối với một bó nhiên liệu vô hạn tuần hoàn 56 Bảng 4.4: Kết quả bài toán 1 đối với một bó nhiên liệu hữu hạn tuần hoàn 57 Bảng 4.5: Kết quả bài toán2 đối với lò điền đầy bởi một loại nhiên liệu 58 Bảng 4.6: So sánh kết quả k eff đối với các loại nhiên liệu khác nhau 58 Bảng 4.7: giá trị k eff đối với đầy đủ nhiên liệu trong lò 59 Bảng 4.8: Thông lượng neutron ở các mức năng lượng theo chiều cao 60 Bảng 4.9: Thông lượng neutron tương đối theo chiều ngang ½ bên trái 61 Bảng 4.10: Thông lượng neutron tương đối theo chiều ngang ½ bên phải 62 Bảng 4.11: Thông lượng neutron theo chiều cao khi k eff =1 63 Bảng 4.12: Thông lượng neutron nhiệt tương đối theo chiều ngang ½ bên trái khi k eff =1 64 Bảng 4.13: Thông lượng neutron nhiệt tương đốitheo chiều ngang ½ bên phải khi k eff =1 64 Bảng 4.14: Thông lượng neutron theo chiều cao với nguồn tại (0 0 0) 65 Bảng 4.15: Thông lượng neutron nhiệt tương đối theo chiều ngang ½ bên trái với nguồn tại vị trí (0 0 0) 65 Bảng 4.16: Thông lượng neutron nhiệt tổng cộng theo chiều ngang ½ bên phải với nguồn tại vị trí (0 0 0) 67 4 DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ ĐỒ THỊ Hình 2.1: Khuôn mẫu thẻ ô 26 Hình 2.2: Hình học của một cái thùng đơn giản 27 Hình 2.3. Khuôn mẫu thẻ bề mặt 28 Hình 2.4. Khuôn mẫu đặc trưng thẻ vật liệu 31 Hình 3.1: Cấu trúc thanh nhiên liệu PWR 39 Hình 3.2: Ma trận thanh nhiên liệu trong bó nhiên liệu 40 Hình 3.3. Cấu tạo bó thanh điều khiển 41 Hình 3.4: Cấu tạo bó thanh chất độc 42 Hình 3.5: cấu tạo thanh nguồn ban đầu 43 Hình 3.6: Vị trí ma trận cho nhiên liệu (U,Gd)O 2 44 Hình 3.7:Phân bố nhiên liệu tại chu kỳ đầu khởi động 45 Hình 3.8: Cấu tạo tâm lò PWR 46 Hình 3.9: Cấu tạo thanh nhiên liệu trong mô phỏng MCNP 51 Hình 3.10 : Mô phỏng một bó nhiên liệu trong lò phản ứng hạt nhân PWR 52 Hình 3.11: Mô phỏng toàn bộ nhiên liệu ở vùng 1 điền đầy trong lò PWR 52 Hình 3.12: Mô phỏng toàn bộ nhiên liệu được điền đầy trong lò PWR 53 Hình 3.13: Hình ảnh phóng to mô phỏng nhiên liệu trong tâm lò PWR 54 Hình 4.1 : Thông lượng neutron nhiệt trong ba trường hợp 68 Hình 4.2 : Thông lượng neutron tổng cộng trong ba trường hợp 69 Hình 4.3: Thông lượng neutron nhiệt và tổng cộng trường hợp nguồn ở tâm 70 Hình 4.4: Hình ảnh 3D và 2D của thông lượng neutron nhiệt theo bề ngang trong trường hợp nguồn ở vị trí (22.1, -132.6, 0 ) khi k eff =1 71 Hình 4.5: Hình ảnh 3D và 2D của thông lượng neutron nhiệt theo bề ngang trong trường hợp nguồn ở vị trí (0, 0, 0 ) khi k eff =1 72 Hình 4.6: Phân bố công suất tương đối theo chiều cao và theo chiều ngang 74 Hình 4.7: phân bố thông lượng neutron theo chiều cao trong lò thực tế 74 Hình 4.8: Phân bố thông lượng theo chiều ngang thực tế 75 Hình 4.9: Hình ảnh 2D và 3D đối với phân bố công suất thực tế 76 5 MỞ ĐẦU Trong bối cảnh thế giới hiện nay, con ngƣời đang phải đối mặt với rất nhiều vấn đề khủng hoảng kinh tế - xã hội, biến đổi khí hậu… Một trong các vấn đề nóng bỏng, gay gắt nhất trên thế giới hiện nay chính là khủng hoảng năng lƣợng. Xã hội loài ngƣời ngày càng phát triển thì nhu cầu về năng lƣợng ngày một tăng cao một cách chóng mặt. Cách đây vài triệu năm, năng lƣợng nhu cầu tiêu thụ chỉ khoảng 2000 Kcal/ngày nhƣng đến thế kỷ thứ 19, sau khi cuộc cách mạng công nghiệp đƣợc tiến hành nhu cầu năng lƣợng đã tăng một cách nhanh chóng. Dự tính hiện nay, lƣợng than đá chỉ còn sử dụng đƣợc trong 122 năm tới, lƣợng dầu hỏa đủ trong 42 năm, các loại năng lƣợng do khí đốt tự nhiên (Light Natural Gas) chỉ còn sử dụng đƣợc 60 năm. Nhƣ vậy, trong tƣơng lai 100 năm tới, nhân loại sẽ không còn nhiên liệu để sử dụng. Một phƣơng án giải quyết đã đƣợc thống nhất và đƣa ra trên toàn thế giới và đã đƣợc ứng dụng thành công từ những năm 40 của thế kỷ 20 đó là sử dụng điện hạt nhân. Lò tới hạn đầu tiên đƣợc chế tạo thành công ở Chicago năm 1942; sau một giai đoạn chững lại do thảm họa hạt nhân Chelnobyl, Three Miles Island nay đã đƣợc ứng một cách phổ biến trên toàn thế giới với các nƣớc Mỹ, Pháp, Nhật, Nga… là các nƣớc tiên phong trong lĩnh vực điện hạt nhân. Nƣớc ta hiện nay đã bắt đầu tiến hành xây dựng điện hạt nhân để đáp ứng nhu cầu năng lƣợng theo xu hƣớng chung trên toàn thế giới. Năm 2014, hai tổ máy đầu tiên do Nga giúp đỡ sẽ đƣợc khởi công xây dựng ở khu vực tỉnh Ninh Thuận. Việc tìm hiểu kỹ thuật và nghiên cứu về nhà máy điện hạt nhân cần đƣợc đào tạo bài bản, quy củ và gấp rút trong giai đoạn này. Hiện nay, ở nƣớc ta, các loại lò thƣờng đƣợc tính toán trƣớc đây là các loại lò nhƣ: VVER1000 lý tƣởng, các loại lò có kích thƣớc vô hạn, hay nhiều nhất là nghiên cứu lò Đà Lạt với mức công suất thấp 0.5MWt; đối với lò nƣớc áp lực thƣơng mại “Tomari nuclear power plant unit 3” của công ty Mitsubishi ở Việt Nam rất ít ngƣời tính toán. Tôi lựa chọn đề tài này mục đích vì thấy yêu thích môn học của Mitsubishi và đồng thời, để tìm hiểu cơ bản về cách mô phỏng tính toán tới hạn cho lò phản ứng hạt nhân, mà tiêu biểu ở đây là lò PWR của Nhật Bản để chuẩn bị kiến thức phát triển cho làm việc sau này. Nhiệm 6 vụ của các kỹ sƣ hạt nhân trong tƣơng lai là rất quan trọng. Các nhà vật lý và kỹ thuật hiện nay không ngừng tìm kiếm và phát triển các biện pháp kỹ thuật cùng các phƣơng pháp tính toán để hoàn thiện, xây dựng vận hành một cách hiệu quả nhà máy điện hạt nhân và sử dụng tốt các nguồn neutron trong tự nhiên và nhân tạo. Trong luận văn tốt nghiệp, tôi xin trình bày nghiên cứu tính toán tới hạn các thông số và phân bố công suất trong lò phản ứng hạt nhân PWR bằng cách sử dụng phƣơng pháp mô phỏng Monte-Carlo và tính toán bằng chƣơng trình MCNP 5.0. Phƣơng pháp mô phỏng Monte-Carlo là một phƣơng pháp tính toán số giải các bài toán bằng phƣơng pháp mô phỏng dựa trên lý thuyết thống kê bằng cách sử dụng các bộ số ngẫu nhiên trong quá trình tính toán. Việc áp dụng tính toán ngẫu nhiên xuất phát từ việc miêu tả các tiết diện vĩ mô nhƣ xác suất tƣơng tác khi neutron dịch chuyển trong không gian vật chất. Khi đó, lịch sử tồn tại và di chuyển của neutron đƣợc miêu tả nhờ việc theo dõi các neutron riêng biệt qua các va chạm liên tiếp nhau. Các vị trí va chạm và kết quả va chạm đƣợc xác định bởi xác suất xuất hiện của các bộ số ngẫu nhiên đã gieo. Chƣơng trình tính toán MCNP do các nhà khoa học ở thƣ viện Los-Alamos thuộc trƣờng đại học California -United States xây dựng nhằm phục vụ cho quá trình mô tả tính toán tới hạn và các thông số về thông lƣợng, công suất…. cho lò phản ứng hạt nhân. Phiên bản mới nhất hiện nay là phiên bản MCNP 5.0 đƣợc ra mắt năm 2003 và là công cụ tƣơng đối mạnh để tính toán tới hạn cho lò phản ứng. 7 NỘI DUNG CHƢƠNG I: CÁC QUÁ TRÌNH VẬT LÝ CƠ BẢN XẢY RA TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN 1. Vật lý neutron cơ bản 1.1. Tƣơng tác của neutron với vật chất Trƣớc khi tìm hiểu về tƣơng tác giữa neutron với các hạt nhân nguyên tử, chúng ta cần tìm hiểu làm thế nào để tạo ra neutron. Các nguồn neutron không chỉ cần thiết với nhiều thí nghiệm khác nhau mà còn không thể thiếu trong khởi động lò phản ứng hạt nhân. Neutron rất dễ bị bắt bởi tác động của các phần tử alpha của các nguyên tố nhẹ nhƣ B, Be, Li… Các nguồn phát phần tử alpha là Po-210, Pu-239 và Am-241. Dải năng lƣợng neutron chúng thu đƣợc từ 1-10 MeV. Neutron đƣợc phân chia thành các loại theo năng lƣợng nhƣ sau: Neutron năng lƣợng cao (E>20 MeV), neutron năng lƣợng nhanh: E = 0.5-20 MeV; neutron năng lƣợng trung gian: E=10 KeV–0.5 MeV; neutron cộng hƣởng: E=1eV-10 KeV; neutron trên nhiệt: E=0.5eV- 1eV; neutron nhiệt: E= 0.01eV-0.5 eV; neutron lạnh: E=0.005-0.01 eV; neutron siêu lạnh E < 0.005 eV. Các phản ứng, tƣơng tác của neutron với vật chất chủ yếu: + Phân hạch (n,f) + Bắt neutron (n,γ) Phản ứng + (n,p) hay (n,α) + Tán xạ đàn hồi(n,n) Tƣơng tác, va chạm + Tán xạ không đàn hồi (n,n’) Tán xạ (collision) + Phản ứng (n,2n) 1.2. Tiết diện phản ứng Tiết diện phản ứng đặc trƣng cho khả năng xảy ra phản ứng một cách định lƣợng. Trong lý thuyết lò phản ứng hạt nhân, có 2 loại tiết diện đƣợc định nghĩa đó là tiết diện vi mô và tiết diện vĩ mô. Tiết diện vi mô đặc trƣng cho xác suất xảy ra phản ứng của một neutron với 1 hạt nhân nguyên tử. Ký hiệu:σ(m -1 ). 8 Trong một đơn vị thể tích có N hạt nhân thì tiết diện phản ứng vĩ mô đặc trƣng cho toàn bộ thể tích đó đƣợc tính bởi công thức: 1 ()Nm . Tiết diện phản ứng vĩ mô đối với một hợp chất đƣợc đƣa ra bởi công thức: 1 1 2 2 3 3 N N N (m -1 ) để đánh giá xác suất gây ra phản ứng khi neutron đi đƣợc 1 cm trong vật chất. Gọi n là mật độ n, v là vận tốc của n, σ là tiết diện phản ứng vi mô. Tốc độ phản ứng đƣợc định nghĩa: Tốc độ phản ứng (RR) = N.σ.n.v (phản ứng/m 3 /s)= N 1.3. Quãng chạy tự do trung bình Quãng chạy tự do trung bình là quãng đƣờng neutron đi đƣợc trong vật liệu mà không bị va chạm. Trên quãng đƣờng ∆x, gọi xác suất tƣơng tác của neutron là ∆x, thì xác suất để neutron không bị va chạm trên quãng đƣờng ∆x là : 1 ∆x. Quãng chạy tự do trung bình của neutron đƣợc định nghĩa bởi công thức: 0 0 11 . () x x e dx N dP x (1-1) 1.4. Phƣơng trình vận chuyển và khuếch tán neutron Trong lò phản ứng hạt nhân, neutron tƣơng tác với các vật liệu phân hạch và giữ phản ứng dây chuyền, từ đó sinh ra đƣợc nhiệt lƣợng. Nhiệt sinh ra phải đƣợc chuyển từ chất làm lạnh sau đó tới bình sinh hơi; hay nói cách khác nhiệt sinh ra và chất làm mát phải đƣợc cân bằng điều này đòi hỏi phân bố neutron trong lò phản ứng phải ổn định và chính xác. Nhiệt lƣợng sinh ra tỷ lệ với tốc độ phản ứng phân hạch, tốc độ phản ứng đƣợc đánh giá bởi tiết diện phản ứng vĩ mô và thông lƣợng neutron. Do đó, phân bố thông lƣợng neutron là đại lƣợng quan trọng để đánh giá nhiệt sinh ra trong lò phản ứng. Ta có thể tìm đƣợc phân bố thông lƣợng neutron thông qua phƣơng trình Boltzmann: 9 1 ( , , , ) ( , ) ( , , , ) ( , , , ) t r E t r E r E t r E t vx 04 ' ' ( , ' , ' ) ( , ', ', ) s dE d r E E r E t ex 0 ( ) 1 ' ( ') ( , ') ( , ', ) , , 44 ft E dE v E r E r E t Q r E t (1-2) Với: - ( , , , )r E t : Góc thông lƣợng n tại vị trí r với năng lƣợng E di động trong góc khối Ω tại thời điểm t - ( , ', ', )r E t :Tƣơng tự với năng lƣợng E’ - ( , ', )r E t : Đại lƣợng thông lƣợng vô hƣớng - Q ext : Nguồn neutron ngoài - ()E : Phổ phân hạch Để giải phƣơng trình Boltzmann, ta có thể dùng nhiều cách để chia biến thời gian, biến năng lƣợng(chia thành từng nhóm E) và kết hợp giải tích để đơn giản hóa phƣơng trình Boltzmann về phƣơng trình sau: 4 ( , ) ( ) ( , ) ' ( , '. ) ( , ') 1 ( ) ( ) ( , ) 4 rs f r r r d r r v r r S r (1-3) Phƣơng trình dạng đơn giản này có thể đƣợc tính toán giải quyết bằng các phƣơng pháp số thích hợp nhƣ phƣơng pháp lặp, Gauss… 1.5. Phƣơng trình tới hạn Lò phản ứng hạt nhân khi hoạt động phải giữ ở trạng thái tới hạn. Khi thiết kế tới hạn cho lò, ngƣời ta phải đánh giá tới hệ số nhân k eff . Khi lò ở trạng thái tới hạn thì số lƣợng neutron mất đi trên một đơn vị thể tích bằng với số lƣợng neutron sinh ra ở phản ứng phân hạch: 10 2 eff 0 f a v D k (1-4) Để giải phƣơng trình vi phân đối với ta sử dụng phƣơng pháp tách biến, nghiệm tổng quát của phƣơng trình nhƣ sau: ( ) sin( ) cos( )x A Bx C Bx ; sử dụng các điều kiện biên và điều kiện liên tục ta có thể giải ra đƣợc A,B,C. Do đây là hàm chẵn nên A=0, B là buckling của lò, C tính dựa trên công suất nhiệt của lò. - Đối với một số loại hình học ta có đƣợc buckling nhƣ sau: + Lò cầu: 2 2 B a + Lò trụ: 22 2 2.405 B HR + Lò hình hộp: 222 2 B a b c 1.6. Phƣơng trình động học Từ phƣơng trình cân bằng neutron, ở đây ta xét thêm cả neutron trễ sinh ra trong lò đƣợc đặc trƣng bởi hệ số β. Phƣơng trình cân bằng neutron ở trong lò phản ứng đƣợc mô tả bởi phƣơng trình sau : 2 (1 ) aa dn D k C dt (1-5) Giải phƣơng trình cân bằng neutron với các điều kiện cho trƣớc nhƣ điều kiện biên hoặc điều kiện liên tục ta thu đƣợc hệ phƣơng trình động học: dn nC dt dC nC dt (1-6) Đối với neutron trễ, ta có 6 nhóm neutron đƣợc mô tả dƣới bảng sau: [...]... trƣớc Trong trƣờng hợp mô phỏng tƣơng tự, các quĩ đạo đƣợc mô phỏng tƣơng ứng với các mật độ xác suất dịch chuyển của các quá trình xảy ra trong hệ thực Đánh giá theo độ dài quãng chạy và các đánh giá theo hấp thụ và theo va chạm đƣợc dùng làm các chỉ hàm 1.4 Các thuật toán Monte-Carlo giải các phƣơng trình tới hạn trong các hệ phân hạch Tính toán các tham số tới hạn của các lò phản ứng thƣờng dẫn đến tính. .. liệu… 2 Các hệ số đặc trƣng ảnh hƣởng tới tính toán lò 2.1 Hệ số phản hồi âm 2.1.1 Hiệu ứng Doffler Hiệu ứng Doffler là hiện tƣợng tự nhiên trong lò phản ứng khiến cho độ phản ứng của lò hạt nhân giảm đi khi nhiệt độ thanh nhiên liệu tăng cao trong quá trình xảy ra phản ứng phân hạch Thông thƣờng, mỗi phản ứng nhiệt hạch sinh ra thêm từ 2-3 neutron làm cho quá trình phản ứng xảy ra liên tiếp và giải... đi, khiến hệ số nhân hiệu dụng giảm Từ đó, độ phản ứng của lò sẽ giảm theo nhiệt độ Tuy nhiên, hệ số phản hồi âm do hiệu ứng Doffler là không lớn 11 chỉ làm hạn chế đƣợc một phần neutron sinh ra trong quá trình phân hạch của lò phản ứng 2.1.2 Hệ số chất làm chậm Tƣơng tự nhƣ hiệu ứng Doffler, đây là hệ số phản hồi tự nhiên trong lò phản ứng sinh ra do chất làm chậm Khi nhiệt độ trong lò tăng cao, nhiệt... báo làm đầu dò j1 j2 j3…jm là các giá trị năng lƣợng cần đánh giá độ cao xung Tally F8 dùng để đánh giá độ cao của xung ứng với các mức năng lƣợng của xung khác nhau đƣợc hình thành trong đầu dò 2.3.4 Các câu lệnh MCNP cần thiết cho tính toán tới hạn, phân bố thông lƣợng, phân bố công suất trong lò phản ứng hạt nhân a Lệnh phân chia năng lƣợng En Lệnh này dùng để chia ra các khoảng năng lƣợng sau khi... neutron phân hạch trong lò Phiên bản MCNP 5.0 đƣợc công bố và sử dụng từ năm 2003 2.1 Số liệu và phản ứng hạt nhân Các nguồn số liệu hạt nhân chủ yếu là thƣ viện các số liệu hạt nhân và các thƣ viện kích hoạt thu thập từ Livemore, và các đánh giá từ nhóm khoa học hạt nhân ứng dụng ở Los-Alamos Dữ liệu hạt nhân này đƣợc xử lý để đƣa về dạng phù hợp với chƣơng trình MCNP bằng một số mã nhƣ là mã ENJOY Các. .. độ sinh các neutron trung bình trong thế hệ không phụ thuộc vào dạng chi tiết của các hàm dịch chuyển Pm(X,Y) và p(x, y ) và đƣợc xác định chỉ bằng đặc trƣng trung bình của hệ - hàm Green 1.3 Các điểm đặc trƣng chủ yếu của áp dụng phƣơng pháp Monte-Carlo để giải các phƣơng trình tới hạn Các phiến hàm phân tuyến tính quan trọng trên thực tế của thông lƣợng các neutron trong lò phản ứng tới hạn qui ƣớc... nguồn tính toán trong Kcode Kết quả tính toán ra đƣợc là hệ số nhân neutron hiệu dụng của lò phản ứng, kết quả hội tụ hay không phụ thuộc vào số chu kỳ tính toán và số lƣợng lịch sử của neutron trong một chu kỳ 34 d Lệnh không gian (universe) Mỗi Universe có thể là một lƣới (lattice) hoặc một nhóm các khối (cell) thông thƣờng Một số khác 0 đƣợc đặt vào thẻ Universe chính là tên của không gian chứa các. .. của hệ sinh sôi và về nguyên tắc chúng ta có thể tính đƣợc nó nếu biết các tiết diện tƣơng tác của neutron với các hạt nhân, thành phần và các tham số hình học của hệ Đối với lò phản ứng hạt nhân tới hạn, qui ƣớc hàm Green đƣợc xác định nhƣ sau: K ( x, y) 1K ( x, y) (2-2) 0 Phƣơng trình tới hạn của lò phản ứng tới hạn đƣợc qui ƣớc viết dƣới dạng: ' Q( x) K ( x, y)Q( y)dy (2-3) trong môi trƣờng... 25 2.3 Các lệnh MCNP 5.0 sử dụng trong quá trình mô phỏng tới hạn lò phản ứng hạt nhân PWR 2.3.1 Khai báo các thẻ ô (cell cards) Các thẻ ô là mục đầu tiên ứng sau tiêu đề Không có dòng trắng nào phân cách giữa phần tiêu đề và phần thẻ ô Trong phần này các ô sẽ đƣợc định nghĩa về hình dạng của nó và vật liệu đƣợc điền trong đó Khuôn mẫu đặc trƣng cho một thẻ ô nhƣ sau: Hình 2.1: Khuôn mẫu thẻ ô Số ô,... hệ với chỉ số m, và do đó có thể tính đƣợc keff 1.4.2 Sơ đồ thuật toán MXM Sơ đồ này giải phƣơng trình tới hạn của hệ thực bằng mô phỏng tƣơng tự các lịch sử của các neutron trong một thế hệ Khi đó một số ngẫu nhiên các điểm phân hạnh đƣợc tạo ra Nếu chúng ta giả sử rằng X 0 x1(0) , , xN (0) là các toạ độ của N điểm phân hạnh trong thế hệ trƣớc thì sau khi mô phỏng các quĩ đạo của các neutron . thiết cho tính toán tới hạn, phân bố thông lƣợng, phân bố công suất trong lò phản ứng hạt nhân 33 CHƢƠNG 3: CẤU TRÚC VÙNG HOẠT LÒ PHẢN ỨNG TOMARI NUCLEAR POWER PLANT UNIT 3 VÀ CÁC BÀI TOÁN MÔ. dùng làm các chỉ hàm. 1.4. Các thuật toán Monte-Carlo giải các phƣơng trình tới hạn trong các hệ phân hạch Tính toán các tham số tới hạn của các lò phản ứng thƣờng dẫn đến tính hệ số sinh. cách hiệu quả nhà máy điện hạt nhân và sử dụng tốt các nguồn neutron trong tự nhiên và nhân tạo. Trong luận văn tốt nghiệp, tôi xin trình bày nghiên cứu tính toán tới hạn các thông số và phân