Sử dụng chương trình tính toán PLTEMP4.2 và RELAP5 phân tích các thông số thủy nhiệt của bó nhiên liệu HEU VVR-M2 khi đặt trong bẫy neutron của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

Bẫy neutron của Lò Phản ứng hạt nhân Đà Lạt (Lò PƯHNĐL) là vị trí có thông lượng neutron cao nhất trong vùng hoạt và dễ ghi nhận với bất kỳ sự thay đổi nào của nhiệt độ hoặc độ phản ứng. Bài viết trình bày việc sử dụng chương trình tính toán PLTEMP4.2 và RELAP5 phân tích các thông số thủy nhiệt của bó nhiên liệu HEU VVR-M2 khi đặt trong bẫy neutron của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt.
Nội dung trích xuất từ tài liệu:
Sử dụng chương trình tính toán PLTEMP4.2 và RELAP5 phân tích các thông số thủy nhiệt của bó nhiên liệu HEU VVR-M2 khi đặt trong bẫy neutron của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt Tiểu ban A: Lò phản ứng, Điện hạt nhân và Đào tạo nguồn nhân lực Section A: Nuclear reactor, Nuclear power and Human resource training SỬ DỤNG CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TOÁN PLTEMP4.2 VÀ RELAP5 PHÂN TÍCH CÁC THÔNG SỐ THỦY NHIỆT CỦA BÓ NHIÊN LIỆU HEU VVR-M2 KHI ĐẶT TRONG BẪY NEUTRON CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT USING PLTEMP4.2 AND RELAP5MOD3.3 COMPUTER CODES TO ANALYSES THERMAL-HYDRAULICS PARAMETERS OF HEU VVR-M2 FUEL ASSEMBLY WHEN LOCATING AT THE NEUTRON TRAP OF THE DALAT NUCLEAR RESEARCH REACTOR HỒ NGUYỄN THÀNH VINH, NGUYỄN KIÊN CƯỜNG, NGUYỄN NHỊ ĐIỀN, HUỲNH TÔN NGHIÊM Reactor Center – Dalat Nuclear Research Institute – Vietnam Atomic Energy Institute (VINATOM) 01 Nguyen Tu Luc St, Dalat, Lamdong, Vietnam Email: vinhhnt.re@dnri.vn Tóm tắt: Bẫy neutron của Lò Phản ứng hạt nhân Đà Lạt (Lò PƯHNĐL) là vị trí có thông lượng neutron cao nhất trong vùng hoạt và dễ ghi nhận với bất kỳ sự thay đổi nào của nhiệt độ hoặc độ phản ứng. Hiện tại, bẫy neutron đang được sử dụng để sản xuất đồng vị phóng xạ cũng như để thử nghiệm sự chiếu xạ vật liệu làm pha tạp silic. Với mục đích khai thác nhiều thí nghiệm nhất có thể trong các ứng dụng cho lò phản ứng nghiên cứu mới, Lò PƯHNĐL là một đối tượng để thực hiện mô phỏng ngay cả khi lò phản ứng có công suất và thông lượng neutron thấp. Ngoài ra, bẫy neutron cũng được sử dụng để tạo thiết bị thí nghiệm chiếu xạ nhiên liệu, trong trường hợp này là loại nhiên liệu VVR-M2 ở các chế độ tải nhiệt và công suất khác nhau. Bó nhiên liệu (BNL) thí nghiệm được gắn 9 cặp nhiệt crôm-đồng và độ giàu cao (làm giàu 36%) được sử dụng cho thí nghiệm đo nhiệt độ và các thông số thủy nhiệt khác ở chế độ đối lưu tự nhiên và cưỡng bức. Chương trình PLTEMP và RELAP5 được áp dụng để tính toán điều kiện ở trạng thái ổn định với công suất lò phản ứng và tốc độ dòng làm mát khác nhau qua BNL. Trong tính toán, phân tích độ bất định cũng được thực hiện để đánh giá giới hạn an toàn của BNL trong các điều kiện đặc biệt để chiếu xạ vào bẫy neutron. Việc hiệu lực hóa chương trình PLTEMP và RELAP5 cho thử nghiệm chiếu xạ nhiên liệu cũng được thực hiện bằng cách so sánh kết quả tính toán thu được với dữ liệu thực nghiệm như nhiệt độ của chất làm mát và vỏ bọc nhiên liệu. Việc tính toán thiết kế cho thiết bị thử nghiệm có thể được thực hiện thông qua việc sử dụng hệ thống chương trình tính toán bao gồm tính toán Vật Lý và thủy nhiệt. Các tiêu chí về an toàn trong thủy nhiệt theo đề xuất từ các nhà cung cấp nhiên liệu yêu cầu nhiệt độ vỏ bọc nhiên liệu dưới 103 0C, tỷ số khởi điểm sôi (ONBR) và tỉ số khởi điểm khủng hoảng (DNBR) lần lượt lớn hơn 1.43 và 1.5. Kết quả tính toán khẳng định khả năng thiết lập một thí nghiệm chiếu xạ nhiên liệu tại bẫy neutron của cấu hình vùng hoạt hiện tại. Từ khóa: PLTEMP4.2, RELAP5, thủy nhiệt, bó nhiên liệu VVR-M2 Abstract: The neutron trap of the Dalat Nuclear Research Reactor (DNRR) is a position having the highest neutron fluxes in the core and very sensitive to any changing of temperature or reactivity. Currently, the neutron trap is using for radioisotope production as well as for testing material irradiation as silicon doping before. With the purpose to exploit as much as possible experiments in applications for new research reactor, the DNRR was a good object to carry out the mock- up even the reactor has low power and neutron fluxes. The neutron trap was also used for creating a fuel test-loop in this case for VVR-M2 fuel type in different convection modes and power. The instrumental fuel assembly glued with 9 chrome- copper thermal couples and high enriched uranium (36% enrichment) was used for the experiment to measure temperature and other thermal-hydraulics parameters in natural and force convection modes. The PLTEMP4.2 and RELAP5 codes were applied for steady-state condition calculation with different reactor power and cooling flow rate through the instrumental fuel assembly. In calculation, uncertainty analysis was also implemented to evaluate the safety limit of the instrumental fuel assembly in special conditions for irradiation at the neutron trap. The validation of PLTEMP4.2 and RELAP5 code for testing fuel irradiation also was done by comparing calculation obtained results to experimental data such as the temperature of coolant and fuel cladding surface. The design calculation for the test-loop can be conducted through using system codes including neutronic and thermal-hydraulics calculation. The criteria of safety in thermal-hydraulics as suggestions from fuel suppliers that fuel cladding temperature is under 107 0C, the Onset of Nucleate Boiling Ratio (ONBR) and Departure from Nucleate Boiling Ratio (DNBR) are bigger than 1.43 and 1.5 respectively. The calculation results confirm the ability to set up an experiment for fuel irradiation at neutron trap of current core configuration. Keywords: PLTEMP4.2, RELAP5, thermal-hydraulics, VVR-M2 fuel assembly 1. MỞ ĐẦU Lò PƯHNĐL là loại lò bể bơi, sử dụng nước nhẹ là chất tải nhiệt và được vận hành với công suất nhiệt danh định là 500kW. Hiện tại, Lò PƯHNĐL được sử dụng để sản xuất đồng vị phóng xạ, phân tích kích hoạt neutron, đào tạo và thực hiện các thí nghiệm kết hợp khác. Nhằm tăng cường hiểu biết về loại nhiên liệu đang sử dụng (VVR-M2), một hệ thiết bị thí nghiệm chiếu xạ nhiên liệu đặt tại bẫy neutron của Lò PƯHNĐL đã được thiết kế. Tuy nhiên, điều này dẫn tới sự thay đổi cấu trúc của vùng hoạt cũng như phân bố neutron và đặt ra câu hỏi về các giới hạn an toàn thủy nhiệt của BNL chiếu xạ có được đảm bảo 67 Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học và Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ 14 Proceedi ...