Tải bản đầy đủ - 0 (trang)
CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN VỀ CÁC ĐẶC TRƯNG CƠ BẢN CỦA NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN

CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN VỀ CÁC ĐẶC TRƯNG CƠ BẢN CỦA NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN

Tải bản đầy đủ - 0trang

Luận văn Thạc sĩ



Đặng Đình Ngọc



Hiện tại, các ứng dụng của urani chỉ dựa trên các tính chất hạt nhân của

nó.235U là đồng vị duy nhất, tồn tại trong tự nhiên, có khả năng phân hạch một cách

tự phát.238U có thể phân hạch bằng nơtron nhanh, và có thể được chuyển đổi thành

Plutoni-239 (239Pu), một sản phẩm có thể tự phân hạch được trong lò phản ứng hạt

nhân.Đồng vị có khả năng tự phân hạch khác là



233



U có thể được tạo ra từ Thori tự



nhiên và cũng là vật liệu quan trong trong cơng nghệ hạt nhân. Trong khi



238



U có



khả năng phân hạch tự phát thấp, bao gồm cả sự phân hạch bởi nơtron nhanh, thì

235



233



U và đồng vị



U có tiết diện hiệu dụng tự phân hạch cao hơn nhiều đối với các



neutron chậm. Khi nồng độ đủ lớn, các đồng vị này duy trì một chuỗi phản ứng hạt

nhân ổn định.Q trình này tạo ra nhiệt trong các lò phản ứng hạt nhân.

Trong lĩnh vực dân dụng, urani chủ yếu được dùng làm nhiên liệu cho các

nhà máy điện hạt nhân.Ngồi ra, urani còn được dùng làm chất nhuộm màu trong

công nghệ sản xuất thủy tinh và xử lý hình ảnh.

Chuỗi phân rã Urani tự nhiên:

235



U và



238



U đứng đầu hai chuỗi phân rã phóng xạ



Các chuỗi phân rã phóng xạ



235



U - 207Pb,



235



U-



207



Pb và



238



U-



206



Pb.



238



U - 206Pb được hệ thống trong các hình



1.1, 1.2 và bảng 1.1, 1.2.

Các đồng vị phóng xạ thuộc dãy phóng xạ 235U có số khối được mô tả bằng

biểu thức: A = 4n + 3, với n có giá trị biến đổi từ 51 đến 58.

Các đồng vị phóng xạ thuộc dãy phóng xạ



238



U có số khối được mô tả bằng



biểu thức: A = 4n + 2, với n là số nguyên biến đổi từ 51 đến 59.

Sự phân rã của các đồng vị phóng xạ tự nhiên phát ra các bức xạ alpha ( ) ,

beta () và gamma (). Năng lượng của bức xạ và chu kỳ bán rã đặc trưng cho đồng

vị phóng xạ. Trong ba loại bức xạ nói trên thì tia gamma được sử dụng nhiều nhất

vào mục đích phân tích vì:

-



Việc xác định năng lượng của tia gamma tương đối đơn giản và có thể đạt

được độ chính xác cao.



4



Luận văn Thạc sĩ



-



Đặng Đình Ngọc



Sự hấp thụ các tia gamma trong mẫu ít hơn so với sự hấp thụ các tia và .



Hình 1.1: Chuỗi phân rã



238



Hình 1.2: Chuỗi phân rã



235



5



U - 206Pb.



U - 207Pb.



Luận văn Thạc sĩ



Đặng Đình Ngọc



Bảng 1.1: Chuỗi phân rã 238U -206Pb.

Đồng



Ký hiệu



Kiểu phân rã



vị



Cường độ(%) và



Chu kỳ bán rã



Năng lượng (MeV)

của bức xạ



238



U



U1







4,2



4,47 x 109 năm



UX1







56% 0,2



24,1 ngày



234



Th



234



44% 0,1



Pa

UX2



234



90% 0,5







1,18 phút



10%1,2



U

U11







4,8



2,44 x 105 năm



75% 4,7



7,7 x 104 năm



230



Th

Io



226



Ra

-



222



214







93% 4,8



1600 năm



7%4,6



Rn



218



25%4,6



Em







5,5



2,3824 ngày



RaA







6,0



3,05 phút



RaB







0,7



26,8 phút



RaC







23% 3,2



19,8 phút



Po

Pb



214



Bi



214



77% 1,7



Po

RaC'



210







7,7



1,64 x 104 giây



0,03



22,3 năm



Pb

RaD



6



Luận văn Thạc sĩ



Đặng Đình Ngọc







210



Bi

RaE



210



Po



5,01 ngày



5,3



138,4 ngày



-



-



Cường độ(%) và



Chu kỳ bán rã





RaF



206



1,2



Pb





RaG



Trạng thái

bền



Bảng 1.2: Chuỗi phân rã

Đồng



Ký hiệu



235



U - 207Pb.



Kiểu phân rã



vị



Năng lượng (MeV)

của bức xạ



235



231



AcU







4,5



7,04 x 108 năm



UY







0,2



25,6 giờ



-







83% 5,0



3,25 x 104 năm



Th



231



231



U



Pa

16% 4,7



Ac

-







0,02



21,8 năm



46% 6,1



18,72 ngày



227



Th

RdAc



223







54% 5,8



Ra

AcX



219



76% 5,7





Rn



11,4 ngày



24% 5,5



An



84% 6,7



7



3,96 giây



Luận văn Thạc sĩ



Đặng Đình Ngọc





215



Po



16% 6,3



AcA



7,4



1,78 x 10 -3 giây



20% 0,5



36,1 phút





211



Pb



211



80% 6,6





Bi



207



207



AcB

AcC



Tl



AcC"



Pb



AcD



84% 6,6



2,13 phút



16% 6,3









1,5



4,76 phút



-



-



Trạng thái

bền

Có thể nhận thấy rằng, các dãy phóng xạ đều bắt đầu từ các hạt nhân phân rã

α có chu kỳ rất lớn so với chu kỳ bán rã của các hạt nhân con cháu trong dãy. Tuổi

của các mẫu quặng thực tế rất lớn, cỡ tuổi của Trái Đất, lớn hơn rất nhiều chu kỳ

bãn rã của các hạt nhân con, nên cả hai dãy phóng xạ cho đến nay đều xảy ra hiện

tượng cân bằng phóng xạ. Khi hiện tượng cân bằng phóng xạ xảy ra, hoạt độ phóng

xạ của nguyên tố trong cùng một dãy đều bằng nhau. Ta có phương trình cân bằng

phóng xạ sau đây:λ1N1 = λ2N2 = … = λiNi = … = λkNk



(1.1)



trong đó λi là hằng số phân rã của đồng vị phóng xạ thứ i (i = 1…k) trong dãy

phóng xạ liên tiếp; Ni là số hạt nhân phóng xạ của đồng vị phóng xạ thứ i có trong

mẫu; còn k là số đồng vị phóng xạ có trong dãy phóng xạ .

Khi hiện tượng phóng xạ xảy ra, nếu biết hoạt độ phóng xạ của hạt nhân nào

đó trong dãy sẽ suy ra hoạt độ phóng xạ của hạt nhân khác trong dãy đó và do đó

biết được hàm lượng của các nguyên tố trong dãy. Điều này đồng nghĩa với việc đo

được hoạt độ phóng xạ của một đồng vị bất kỳ nào trong dãy thì ta có thể suy ra

hàm lượng của ngun tố uran ở đầu dãy đó. Thơng thường thì đồng vị được chọn



8



Luận văn Thạc sĩ



Đặng Đình Ngọc



để xác định hàm lượng nguyên tố mẹ là các đồng vị phát ra bức xạ gamma có năng

lượng thích hợp, cường độ lớn.Các đồng vị phát ra gamma năng lượng cao thường

là các đồng vị nằm ở cuối dãy phóng xạ.Đối với các bức xạ gamma năng lượng

thấp, cường độ nhỏ vẫn có thể được sử dụng để xác định hàm lượng của đồng vị

mẹ. Trong cả hai dãy phóng xạ tự nhiên, các nguyên tố phóng xạ ở đầu dãy khi phân

rã phóng xạ thì hạt nhân con thường ở trạng thái cơ bản hoặc trạng thái kích thích

thấp, do đó các bức xạ gamma do nguyên tố đầu dãy phát ra thường có năng lượng

thấp và cường độ nhỏ.

1.2. Nhiên liệu Urani

Trong tự nhiên tồn tại ba đồng vị của Urani là



238



U,



235



U và



234



U với hàm



lượng khá thấp, cỡ vài ppm (10-4 %) trong đất đá dưới dạng hỗn hợp muối Uraninit.

Trong đó chủ yếu là

235



238



U chiếm 0,720 % và



U, chiếm cỡ 99,2745 % trên tổng số các đồng vị Uranium,



234



U (con cháu của



238



U) chỉ chiếm khoảng 0,0055 %. Trong



các đồng vị tự nhiên này của Urani thì chỉ có



235



U mới có khả năng tự phân hạch



hoặc phân hạch gây bởi nơtron năng lượng thấp, nơtron nhiệt. Quá trình sản xuất

nhiên liệu hạt nhân bắt đầu từ công đoạn sàng lọc tách chiết từ các mẫu đất, đá,

quặng Uraninit để có được hỗn hợp Urani hàm lượng cao.

Tuy nhiên đây chưa phải nhiên liệu hạt nhân.Urani khi được sử dụng làm nhiên liệu

hạt nhân phải đạt được một tiêu chí quan trọng, đó là hàm lượng



235



U phải đủ lớn để



duy trì được phản ứng phân hạch dây chuyền của các hạt nhân. Chính vì vậy mà

người ta đã phân loại các vật liệu Urani thành các dạng là: Urani tự nhiên, Urani

nghèo, Urani giàu và siêu giàu, trong đó cơ sở để phân loại chính là hàm lượng

trong tự nhiên (0,72 %). Khái niệm giàu hay nghèo là nói đến tỉ lệ



235



235



U



U trong một



mẫu hỗn hợp Urani ít hơn hay nhiều hơn so với Urani tự nhiên.Nếu hàm lượng



235



U



trong mẫu trên mức 0,72 % thì được coi là đã làm giàu. Tuy nhiên trong các vật liệu

Urani đã làm giàu có thể chia làm 2 loại chính: độ giàu thấp (3-4%) dùng làm nhiêu

liệu cho các lò phản ứng hạt nhân và độ giàu cao ( 90%) dùng làm vũ khí hạt nhân

Q trình làm giàu Urani



9



Luận văn Thạc sĩ



Đặng Đình Ngọc



Quá trình làm giàu bắt đầu từ những sản phẩm Urani cơng nghiệp, đó là các

dạng oxit của Urani chứa các trạng thái oxi hóa từ thấp đến cao của Urani. Trong

đó có 2 dạng oxit phổ biến nhất, tồn tại ở thể rắn, ít hòa tan trong nước, tương đối

bền trong nhiều điều kiện mơi trường, đó là Triuran Octaoxit (U3O8) và Urani Điôxit

(UO2). U3O8 là dạng oxit tự nhiên của Urani, khi đưa vào lò nung sẽ tạo ra các trạng

thái oxi hóa cao hơn của Urani, còn UO2 chính là ngun liệu để làm giàu Urani. Có

nhiều phương pháp để làm giàu Urani như: tách đồng vị điện từ , khuyếch tán nhiệt,

khuyến tán khí, khí động học, tách đồng vị Lade (Laser Isotope Separation), trao

đổi iơn và hố học, tách Plasma và khí ly tâm. Trong đó Ly tâm khí là phương pháp

phổ biến hiện nay.

Phương pháp ly tâm khí để tách đồng vị

nhau về khối lượng của



235



U và



238



235



U ra khỏi



238



U dựa trên sự khác



U.Lực ly tâm của các phân tử khí nhẹ và nặng



hơn.Sự tách riêng bằng phương pháp ly tâm được thực hiện trong các xy lanh quay.

Những phân tử nặng hơn bị gạt ra vùng ngoại biên của máy ly tâm và chuyển động

xuống dưới dọc theo thành ngồi, còn cũng những phân tử ấy nhưng nhẹ hơn thì bị

đẩy vào phần trung tâm hướng lên trên dọc theo trục của máy ly tâm. Trong thực

nghiệm 238U và 235U chỉ đạt được sự tách riêng hồn tồn khi cho hỗn hợp khí đi qua

máy liên tục hàng nghìn lần. Cơng đoạn tạo các phân tử hỗn hợp khí bắt đầu bằng

q trình Hydroflorua hóa các Urani dioxit để tạo ra các Urani tetraflorua (UF 4)

theo phương trình phản ứng sau:

UO2 + 4 HF → UF4 + 2 H2O (500°C, thu nhiệt)



(1.2)



Tiếp tục florua hóa các Urani tetraflorua ở nhiệt độ cao sẽ tạo ra các Uranium

Hexaflorua hay gọi tắt là Halua (UF6):

UF4 + F2 → UF6 (350°C, thu nhiệt)



(1.3)



UF6 là chất kết tủa màu trắng, có áp suất hơi và hoạt tính cao nên dễ dàng bay hơi

ngay cả ở nhiệt độ phòng, và đây cũng là hợp chất dễ bay hơi nhất của Urani. Hỗn

hợp này sau đó sẽ được đưa vào hàng nghìn xilanh quay vận tốc cao để chia tách và

làm giàu theo các mức độ, tùy vào mục đích sử dụng khác nhau.



10



Luận văn Thạc sĩ



Đặng Đình Ngọc



Urani nghèo

Urani nghèo (Depleted Uranium, viết tắt là DU) để chỉ loại Urani có hàm

lượng đồng vị



235



U thấp. Trong kỹ thuật hạt nhân người ta dùng Urani thiên nhiên



(chứa 0,71 % đồng bị 235U) để làm giàu đồng vị này lên mức 3,2% hay 3,6% , được

gọi chung là Urani đã làm giàu (Enriched Uranium). Quá trình tạo ra Urani làm giàu

đồng thời sinh ra một sản phẩm phụ, cũng có thể xem là phế liệu, là DU chỉ còn

chứa 0,2 – 0,3 %

0,72 %



235



235



U.Với công nghệ hiện nay từ 8,05 tấn Urani thiên nhiên chứa



U, người ta sản xuất được 1 tấn Urani làm giàu (chứa 3,6 %



235



U) đồng



thời tạo ra 7,05 tấn DU (chứa 0,3 % 235U). Như vậy, khái niệm giàu hay nghèo ở đây

có nghĩa là nhiều hay ít 235U hơn so với Urani thiên nhiên.

Ngồi ra, các DU còn có thể là sản phẩm sau phân hạch của lò phản ứng,

hàm lượng rất đáng kể do hầu hết các

đưa ra khơng còn



235



235



U đều đã phân hạch, nên trong lượng “sỉ”



U nữa. Một phần nhỏ các



238



U cũng phân hạch trong q trình



thu neutron nhanh, nhưng khơng đáng kể, vì thế có thể coi sản phẩm của lò phản

ứng cũng là hỗn hợp Urani nghèo .

Như vậy đối với các nước công nghiệp hạt nhân phát triển cao thì việc xử lý

rác thải càng có nhiều khó khăn.Vì thế họ ln tìm cách ứng dụng vào các mục đích

khác, đặc biệt là trong quân sự. Do mật độ của Urani lớn hơn Chì cỡ 70%, đồng thời

lại là nguyên tố có khối lượng nặng thứ 2 trong các nguyên tố tự nhiên nên hệ số bắt

phóng xạ rất cao, đồng thời tính phóng xạ của Urani lại rất yếu, vậy nên sử dụng

DU để che chắn rất hiệu quả (có thể dùng thay thế cho Pb). Tuy nhiên đây chỉ là

ứng dụng đối với DU là sản phẩm sau q trình làm giàu chứ khơng phải ứng dụng

của DU sau phản ứng phân hạch trong lò hạt nhân.

1.3. Đặc điểm thiết kế của thanh nhiên liệu hạt nhân

1.3.1. Đặc điểm của thanh nhiên liệu hạt nhân

Dựa trên thiết kế nguyên mẫu ban đầu của thanh nhiên liệu hạt nhân sử dụng

trong lò phản ứng nước áp lực của nhà máy điện hạt nhân đầu tiên, khối các nước



11



Luận văn Thạc sĩ



Đặng Đình Ngọc



Hoa Kỳ, Pháp, Bỉ, Đức, Nga,… và sau đó là các nước Nhật Bản, Hàn Quốc đã phát

triển các thiết kế của mình với những đặc điểm riêng đáp ứng theo các yêu cầu cụ

thể trong vận hành. Về cơ bản thì hình dạng, thành phần cấu trúc của thanh nhiên

liệu sử dụng trong lò phản ứng nước áp lực của các thiết kế là như nhau. Trong đó,

thanh nhiên liệu có dạng hình trụ, các viên gốm nhiên liệu UO 2/UO2-Gd2O3 được

làm giàu đồng vị (235U) ở mức thấp và nạp vào trong ống vỏ bọc bằng hợp kim

zirconi, sau khi khí heli được nạp vào thì hai đầu ống được hàn kín. Bên trong thanh

có bộ phận lò xo bằng thép khơng gỉ giúp ổn định cột nhiên liệu trong quá trình vận

chuyển hoặc nạp tải vào vùng hoạt. Tuy nhiên, theo hình dạng bó thanh nhiên liệu

được lắp ráp và cấu trúc nạp tải ơ lưới nhiên liệu trong vùng hoạt, có thể tạm chia

thiết kế của thanh nhiên liệu hạt nhân thành 2 xu hướng đó là: Thanh nhiên liệu theo

thiết kế của Hoa Kỳ-Châu Âu (PWR) bao gồm các nước Hoa Kỳ, Pháp, Bỉ, Đức,

Nhật Bản, Hàn Quốc và thanh nhiên liệu theo thiết kế của Liên Bang Nga (VVER).

Đối với hệ thống nhiên liệu theo thiết kế của Hoa Kỳ-Châu Âu thì điểm chung

của khối các nước này đó là các thanh nhiên liệu được lắp ráp thành bó thanh có

dạng hộp vng kích thước 14x14, 15x15, 16x16 hoặc 17x17 thanh và cấu trúc nạp

tải ô lưới nhiên liệu trong vùng hoạt theo dạng kênh vuông. Sự khác biệt chủ yếu

trong các thiết kế đó là các thay đổi về kích thước của từng bộ phận cấu tạo và vật

liệu sử dụng làm vỏ bọc nhiên liệu như hợp kim M5 (Pháp), Zirlo (Hàn Quốc),

Zircaloy-4 (Pháp, Nhật Bản),…



12



Luận văn Thạc sĩ



Đặng Đình Ngọc



Hình 1.3. Thanh nhiên liệu theo thiết kế của Hoa Kỳ-Châu Âu (KSPNHàn Quốc)



Hình 1.4. Bó thanh nhiên liệu theo thiết kế của Hoa Kỳ-Châu Âu

(Westinghouse)

Tương tự như thanh nhiên liệu hạt nhân PWR theo các thiết kế của Hoa KỳChâu Âu thì hình dạng, thành phần của thanh nhiên liệu trong các loại lò phản ứng

VVER (VVER/440, VVER-1000, VVER-1200) của Liên Bang Nga là như nhau.

Trong đó, các khác biệt chủ yếu là sự thay đổi về kích thước trong cấu trúc bó thanh

dạng lục lăng và cấu trúc nạp tải ô lưới nhiên liệu trong vùng hoạt theo dạng kênh

tam giác. Tùy thuộc vào yêu cầu cụ thể của thiết kế lò phản ứng (mức cơng suất,

chu kỳ nhiên liệu,…) mà các thông số cụ thể của thanh nhiên liệu trong các lò phản

ứng VVER có thể khác nhau.

Trong các thiết kế cải tiến nhiên liệu, để tăng cường khả năng an toàn vận

hành, các nhà thiết kế đã đưa vào sử dụng các thanh nhiên liệu có thành phần nhiên



13



Luận văn Thạc sĩ



Đặng Đình Ngọc



liệu là hỗn hợp UO2-Gd2O3. Do độ làm giàu nhiên liệu tăng đến ~5% dẫn đến độ

phản ứng trong vùng hoạt cao làm cho việc điều khiển lò phản ứng trong các chu kỳ

đầu thường rất khó khăn và phức tạp. Gadolini (Gd 155, Gd157) là chất hấp thụ nơtron

mạnh, có khả năng cháy và phân hủy ngay trong vùng hoạt, vì vậy các thanh nhiên

liệu UO2-Gd2O3 có vai trò giữ độ phản ứng dự trữ ban đầu ổn định trong q trình

khởi động của lò phản ứng, đồng thời cải thiện phân bố mật độ công suất của vùng

hoạt.

Ngoại trừ bộ phận đệm lò xo được làm bằng thép 08X18H10T, các đầu nắp và

ống vỏ bọc nhiên liệu đều được làm bằng hợp kim zirconi E110 (Zr-1%Nb). Hợp

kim zirconi E110 là loại vật liệu có các đặc tính cơ học bền vững, tiết diện hấp thụ

nơtron nhiệt rất thấp và khả năng ít bị ăn mòn trong các điều kiện chiếu xạ của mơi

trường lò phản ứng.Hình 1.5 mơ tả đặc điểm của thanh nhiên liệu hạt nhân tiêu

chuẩn sử dụng trong lò phản ứng VVER-1000



.Hình 1.5. Thanh nhiên liệu tiêu chuẩn sử dụng trong lò phản ứng VVER-1000

1.3.2. Đặc trưng bức xạ đối với thanh nhiên liệu

Có thể thấy rằng, lò phản ứng hạt nhân là một nguồn rất mạnh các loại bức xạ

năng lượng cao. Thành phần bức xạ rất đa dạng: bao gồm bức xạ notron, gamma,

beta, neutrino. Khi tương tác với nhiên liệu và vỏ bọc thanh nhiên liệu, bức xạ làm

thay đổi các tính chất vật lý, hóa học và cơ học của nhiên vật liệu, ảnh hưởng rất lớn

đến độ bền vững và chức năng nguồn nhiệt của nhiên liệu. Ảnh hưởng bức xạ tới

zirconi và hợp kim của nó xảy ra trên bình diện vĩ mô là sự thay đổi các đặc trưng



14



Tài liệu bạn tìm kiếm đã sẵn sàng tải về

CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN VỀ CÁC ĐẶC TRƯNG CƠ BẢN CỦA NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN

Tải bản đầy đủ ngay(0 tr)

×