ISSN 1859-1531 - TẠP CHÍ KHOA HỌC VÀ CƠNG NGHỆ ĐẠI HỌC ĐÀ NẴNG, SỐ 5(126).2018, Quyển 1

89

NGHIÊN CỨU ẢNH HƯỞNG CỦA SỰ PHÂN BỐ KHÔNG ĐỒNG NHẤT
THEO CHIỀU CAO TRONG VIỆC SẮP XẾP CHẤT HẤP THỤ CHÁY
TRONG BÓ NHIÊN LIỆU CỦA LÒ PHẢN ỨNG WWER-1200 ĐỐI VỚI
ĐẶC TRƯNG VẬT LÝ - NEUTRON - K∞
A STUDY ON THE INFLUENCE OF AXIAL HETEROGENEITY IN THE DISTRIBUTION
OF BURNABLE ABSORBERS IN THE FUEL ASSEMBLY WWER-1200 AT
NEUTRONIC CHARACTERISTICS - K∞
Trương Hoài Nam1, Hoàng Ngọc Đồng2
1
Ban Quản lý Dự án Nhiệt điện 2 - Chi nhánh Tập đoàn Điện lực Việt Nam;
2
Trường Đại học Bách khoa - Đại học Đà Nẵng;
Tóm tắt - Bài báo nghiên cứu ảnh hưởng của sự phân bố không
đồng nhất trong việc sắp xếp chất hấp thụ cháy trong bó thanh
nhiên liệu lị phản ứng hạt nhân loại WWER-1200 – loại tiên tiến
nhất hiện nay, thế hệ 3+. Việc lựa chọn sử dụng chất hấp thụ cháy
cho phép tránh sử dụng quá nhiều Bor và để giảm tải cho thanh
điều khiển của hệ thống điều khiển và an tồn lị phản ứng. Để
thực hiện được cần dựa trên cơ sở nghiên cứu, đánh giá các yếu
tố về kinh nghiệm xây dựng và vận hành, bảo dưỡng và sửa chữa
cũng như thị trường cung cấp thiết bị cùng với việc tính tốn, phân
tích, so sánh giữa các thơng số kỹ thuật, bao gồm các đặc trưng
vật lý - neutron (K∞) để chọn được thông số tối ưu nhất. Từ đó có
thể kéo dài tuổi thọ của thanh nhiên liệu, tức kéo dài được thời
gian làm việc của lò phản ứng.

Abstract - The article presents the idea on the influence of axial

heterogeneity in the distribution of burnable absorbers in the fuel
assembly WWER-1200 at its neutronic characteristics, which is
classified as the most advanced type in the world at present, the
"Generation 3-plus" nuclear reactor. Using burnable absorbers
allows us to avoid excessive use of bor, and to reduce the load on
the control bar of the control system and increase reactor safety.
All projects should be based on the study and evaluation of the
elements of the experience in erection, operation, maintenance
and repairs, the equipment supply market, together with the
calculations, analysis, comparisons between the technical
parameters including neutronic characteristics (K∞) to select the
optimum parameters. This could extend the life of the fuel rod and
would lengthen the reactor's working life.

Từ khóa - nhà máy điện hạt nhân; WWER-1200; bó thanh nhiên
liệu; chất hấp thụ cháy; hệ số tái sinh neutron; lò phản ứng.

Key words - nuclear power plants; WWER-1200; fuel assembly;
burnable absorbers; neutron regeneration coefficient; reactor.

1. Đặt vấn đề
Các lò phản ứng nước áp lực (PWR) thuộc loại phổ biến
nhất của lò phản ứng hạt nhân – lò phản ứng nước nhẹ có
vỏ, vùng hoạt khơng đồng nhất có phổ neutron nhiệt. Nhiên
liệu là urani dioxit (UO2) được làm giàu 235U. Trong các lò
phản ứng loại này, nước được sử dụng làm chất tải nhiệt và
chất làm chậm.
Ngày nay, để nâng cao hiệu quả kinh tế, độ tin cậy và
an toàn của nhà máy điện hạt nhân, về mặt kỹ thuật, cần
thực hiện mọi biện pháp hợp lý để ngăn ngừa và giảm thiểu

hậu quả của sự cố xảy ra. Đảm bảo độ tin cậy cao nhất cho
tất cả sự cố khả dĩ được đưa vào thiết kế, kể cả những sự
cố với xác suất xảy ra rất thấp. Theo các chuyên gia, lò
phản ứng áp lực nước WWER-1200 có hiệu quả kinh tế
trong việc sản xuất năng lượng và an toàn tốt hơn so với
các thế hệ trước. Ngồi ra, để đảm bảo tính cạnh tranh, điều
quan trọng phải tính đến khi thiết kế lị phản ứng thế hệ
3+ là các hướng phát triển làm tăng thời gian vận hành (tuổi
thọ) của các lò phản ứng nước áp lực. Các hướng phát triển
trên thế giới hiện nay như sau:
- Tăng độ sâu cháy* của các bó nhiên liệu được lấy ra
và từ đó giảm nhiên liệu sử dụng và lượng thải phát sinh
(*Độ sâu cháy nhiên liệu là tổng năng lượng được giải
phóng do q trình phân hạch của một lượng nhiên liệu
hạt nhân (MWD));
- Tăng hệ số sử dụng công suất lắp đặt** nhà máy (**Hệ
số sử dụng công suất lắp đặt là tỷ lệ công suất thực tế khi
vận hành trong một khoảng thời gian nhất định với cơng

suất theo lý thuyết);
- Đảm bảo tính linh hoạt của chu trình nhiên liệu (bảo đảm
thời gian nạp nhiên liệu trong khoảng từ 9 đến 24 tháng);
- Sử dụng tích hợp các nhiên liệu hấp thụ cháy;
- Hình thành các cấu hình vùng hoạt với sự làm giảm
rị rỉ neutron;
- Tăng tính hiệu quả của hệ thống kiểm sốt và bảo vệ.
Trong lị phản ứng WWER, có một số cách để tăng độ
cháy của nhiên liệu hạt nhân, trong đó chủ yếu là:
- Tăng thời gian vận hành của lò phản ứng và hệ số sử
dụng của công suất lắp đặt;

- Tăng hiệu quả sử dụng uranium tự nhiên;
- Giảm tiêu thụ năng lượng cho các hệ thống thiết bị
riêng;
- Giảm tốc độ rút thanh nhiên liệu đã qua sử dụng để
làm giảm nhu cầu lưu trữ các bó nhiên liệu đã qua sử dụng.
Trong q trình vận hành lị phản ứng, lượng nhiên liệu
hạt nhân ln ln giảm dần. Vì vậy, lượng nhiên liệu lúc
đầu nạp vào lò cao hơn mức cần thiết để đạt đến độ tới hạn
nhằm tăng thời gian vận hành của lò phản ứng trong một
chu kỳ của thanh nhiên liệu. Độ phản ứng, tương ứng với
lượng nhiên liệu dư lúc đầu nạp vào được gọi là dự trữ độ
phản ứng cho quá trình cháy [1]. Ở giai đoạn đầu của chu
kỳ cần phải điều hòa độ phản ứng dư, bằng cách đưa vào
vùng hoạt loại vật liệu hấp thụ neutron mạnh và đưa vào độ
phản ứng âm. Các thanh điều khiển (thanh điều khiển và


Trương Hoài Nam, Hoàng Ngọc Đồng

90

bảo vệ), vốn chứa các đồng vị hấp thụ, thường là B, là
loại vật liệu có thể hấp thụ tốt neutron và sẽ tạo ra được độ
phản ứng âm. Tuy nhiên, việc sử dụng các thanh điều khiển
để điều hịa độ phản ứng là khơng thật sự tối ưu bởi vì
chúng làm cho trường neutron trở nên rất khơng đồng nhất.
Trong các lị phản ứng nước - nước, ở giai đoạn đầu
người ta sử dụng đồng vị 10B ở dạng axit boric hòa tan trong
chất tải nhiệt dạng nước. Theo tiến trình cháy nhiên liệu,
nồng độ Bor giảm xuống, và như vậy là đã đưa vào độ phản

ứng dương.
Phương pháp tốt nhất để điều hòa độ phản ứng dư và ít
làm sai lệch trường neutron nhất là sử dụng chất hấp thụ
cháy (Chất hấp thụ cháy là các chất hấp thụ có tiết diện
bắt neutron nhiệt cao, đặt cố định vào vùng hoạt và từ từ
bị cháy trong q trình hoạt động của lị phản ứng nhờ vào
sự hấp thụ bởi neutron). Yêu cầu cơ bản mà chất hấp thụ
cháy cần thỏa mãn là: Ở giai đoạn đầu chu kỳ, khả năng
hấp thụ của chất hấp thụ cháy cần bảo đảm điều hòa được
phần lớn độ phản ứng dự trữ cho quá trình cháy. Ở giai
đoạn cuối chu kỳ, khả năng hấp thụ neutron trong chất hấp
thụ cháy cần nhỏ tới mức có thể bỏ qua so với khả năng
hấp thụ trong nhiên liệu, nghĩa là, ở giai đoạn cuối đó chất
hấp thụ cháy cơ bản là đã cháy hết.
Ý nghĩa khoa học và thực tiễn của bài báo này là
nghiên cứu khả năng gia tăng thời gian vận hành (kéo dài
tuổi thọ), tăng độ sâu cháy và hệ số cơng suất lắp đặt của
lị phản ứng loại WWER-1200 và tính khả thi để có thể
áp dụng được trong thực tế. Kết quả đánh giá dựa trên
việc nghiên cứu sự phân bố khác nhau của chất hấp thụ
cháy trong bó thanh nhiên liệu và tầm ảnh hưởng của nó
lên sự thay đổi của hệ số tái sinh của neutron trong môi
trường vô tận К∞.
10

2. Mục đích nghiên cứu
Mục đích nghiên cứu là so sánh về ảnh hưởng, hiệu quả
của việc phân bố đồng nhất và không đồng nhất theo chiều
cao của chất hấp thụ cháy (oxit gadolini) trong bó thanh
nhiên liệu của lị phản ứng loại WWER-1200, nhờ sử dụng

phần mềm «Serpent» dựa trên các thư viện dữ liệu
ENDF/B-7.
Các nhiệm vụ cần giải quyết trong q trình nghiên cứu là:
- Nghiên cứu các đặc tính của lò phản ứng hạt nhân loại
WWER-1200 (cụ thể là cấu trúc bó thanh nhiên liệu);
- Tạo ra một mơ hình tốn học mơ phỏng bó thanh
nhiên liệu;
- Mơ phỏng các quá trình vật lý - neutron trong vùng
hoạt với các biến thể khác nhau của sự phân bố không đồng
nhất của chất hấp thụ cháy;
- Phân tích và so sánh các kết quả nghiên cứu.
Điều hòa độ phản ứng dư được thực hiện bằng cách cho
axit boric vào chất tải nhiệt, bộ phận kiểm soát cơ học của
hệ thống điều khiển và chất hấp thụ cháy. Cần lưu ý rằng,
các đặc tính vật lý - neutron của WWER khơng cho phép
tăng nồng độ axit boric quá giá trị đã định cho lò phản ứng
đã được đưa vào trạng thái tới hạn. Nồng độ giới hạn của
axit boric cho lò phản ứng tới hạn dao động trong khoảng
không lớn – gần 7,5 g H3BO3/(kg H2O), tùy thuộc vào cách
bố trí mẻ nhiên liệu [1]. Với nồng độ axit boric khoảng 7,5g

H3BO3/(kg H2O) thì sẽ khơng đủ để lị phản ứng điều hòa
được lượng dự trữ độ phản ứng cho quá trình cháy, vì vậy
trong các bó thanh nhiên liệu người ta lắp các thanh hấp
thụ cháy, các thanh này làm giảm các tính chất tái sinh của
vùng hoạt ở thời điểm đầu chu kỳ hoặc sử dụng chất hấp
thụ cháy gadolini trong bó thanh nhiên liệu, chất này được
đưa trực tiếp vào nhiên liệu. Các thanh nhiên liệu chứa
gadolini được gọi tắt là thanh nhiên liệu G.
Tác dụng chính của chất hấp thụ cháy là:

- Điều hòa một phần mức độ phản ứng để đốt trong giai
đoạn đầu chu kỳ của nhiên liệu;
- Đốt hoàn toàn chất hấp thụ cháy ở giai đoạn cuối chu
kỳ của nhiên liệu;
- Cân bằng phân bố của sự giải phóng năng lượng dọc
theo bán kính của vùng hoạt lị phản ứng, cũng như tiết diện
riêng của bó thanh nhiên liệu.
Gadolini, Erbi, Cadmi, Bor và ở mức độ thấp hơn
Samari và Europi được sử dụng làm chất hấp thụ cháy
trong lò phản ứng hạt nhân. Hiện nay, gadolini là chất được
sử dụng phổ biến cho lị phản ứng WWER. Trong tự nhiên,
Gadolinium có sáu đồng vị ổn định. Tiết diện hấp thụ các
neutron nhiệt bởi Gadolinium tự nhiên đạt đến 49.000 barn,
trong khi đối với đồng vị 157Gd tiết diện hấp thụ là
255.000 barn [6].
Gadolinium đặc trưng không chỉ bởi tiết diện hấp thụ
neutron cao, mà cịn bởi khả năng tương thích tốt với các
thành phần kim loại khác, bao gồm uranium oxide.

Hình 1. Phân bố tiết diện hấp thụ neutron bởi Gadolinium và
Erbium theo mức năng lượng neutron [6]

3. Phương pháp nghiên cứu
Trong quá trình nghiên cứu, các tính tốn vật lý neutron của lò phản ứng được thực hiện với sự trợ giúp của
gói phần mềm “Serpent” dựa trên cơ sở dữ liệu thư viện
ENDF/B-VII - Trung tâm Dữ liệu Hạt nhân Quốc gia
(NNDC). “Serpent” là một gói phần mềm thực hiện theo
phương pháp Monte-Carlo, cho phép tính tốn các thơng
số lị phản ứng và chu kỳ hoạt động của nó với độ chính
xác tốt nhất, được phát triển và đã được nghiên cứu tại

Trung tâm Khoa học Công nghệ của Phần Lan năm 2004
[2], [3], [4], [5].
3.1. Mơ hình thiết kế tính tốn
Mơ hình thiết kế tính tốn là một bó thanh nhiên liệu


ISSN 1859-1531 - TẠP CHÍ KHOA HỌC VÀ CƠNG NGHỆ ĐẠI HỌC ĐÀ NẴNG, SỐ 5(126).2018, Quyển 1

91

dùng cho lò phản ứng WWER-1200 được mơ hình hóa, mơ
phỏng giống như các bó thanh nhiên liệu đã được sử dụng
tại các nhà máy điện hạt nhân trong hiện tại. Trong quá
trình mơ phỏng, nhiệt độ trung bình của nhiên liệu (UO 2)
bằng 1.200 K, nhiệt độ của chất tải nhiệt (H2O) là 600 K,
nhiệt độ vỏ thanh nhiên liệu (thanh nhiên liệu có chứa
Gadolinium) là 1.200 K.
- Thanh nhiên liệu
- Thanh nhiên liệu có
chứa Gadolinium
- Kênh dẫn hướng
- Kênh đo lường
.
Hình 2. Cấu trúc bó thanh nhiên liệu (FA) (mặt cắt ngang)

3.2. Thơng số kỹ thuật của bó thanh nhiên liệu
Thơng số kỹ thuật cơ bản của bó thanh nhiên liệu, loại
được sử sụng để mơ hình hóa và tiến hành quá trình vật lý
- neutron được thể hiện ở Bảng 1.
Các FA được thiết kế cho mục đích phát nhiệt và truyền

nhiệt từ bề mặt thanh nhiên liệu đến chất làm mát trong q
trình làm việc mà khơng vượt q các giới hạn cho phép có
thể làm hỏng thanh nhiên liệu. Chiều cao danh định của các
FA là 4.570 mm. Khi lị phản ứng ở tình trạng nóng thì
chiều cao phần phát năng lượng của thanh nhiên liệu là
3.750 mm. Mơ hình thiết kế tính tốn bó thanh nhiên liệu
trên chứa 312 thanh nhiên liệu, trong đó 300 thanh nhiên
liệu và 12 thanh nhiên liệu có chứa Gadolini. Ngồi ra, FA
cịn bao gồm 18 kênh dẫn, mỗi FA có 13 lưới giữ cùng với
phần đầu và chân tạo nên cấu trúc vững chắc của bó. Vỏ
bọc thanh nhiên liệu làm bằng hợp kim zirconi 1% niobi.
Bên trong vỏ nhiên liệu sắp xếp các viên gốm UO2 với độ
làm giàu tối đa là 5% [6].
Bảng 1. Thông số kỹ thuật cơ bản của bó thanh nhiên liệu lị
phản ứng hạt nhân WWER-1200 [1], [6]
Thơng số

Giá trị

Hình dạng FA

Lục lăng 6 mặt

Kích thước “chìa khóa trao tay” FA

235,1 mm

Số lượng thanh nhiên liệu trong FA

312


Bước xếp giữa các thanh nhiên liệu

12,75 mm

Độ làm giàu 235U

4,79 %

Thời gian làm việc, eff.ngày

350 eff.ngày

Thành phần của nhiên liệu dạng viên

UO2

Thành phần của nhiên liệu có chứa Gadolini
dạng viên

UO2+Gd2O3

Khối lượng (UO2) trong thanh nhiên liệu

1,712 kg

Khối lượng (UO2 + Gd2O3) trong thanh
1,712 kg
nhiên liệu có chứa Gadolinium (Gd2O3 5 %)
Công suất tối đa của một FA


31 МW

Đường kính ngồi/trong của thanh nhiên liệu 9,10/7,73 mm
Đường kính ngoài/ trong của kênh dẫn hướng 13/11 mm

1 – phần đầu; 2 – kênh dẫn hướng; 3 – kênh đo lường; 4 – thanh
nhiên liệu; 5 – mạng lưới định vị; 6 – mạng lưới dưới; 7 – phần đi
Hình 3. Cấu trúc bó thanh nhiên liệu

Mặt cắt ngang của bó thanh nhiên liệu mơ phỏng bởi
phần mềm “Serpent”, được thể hiện bởi Hình 4 bên dưới.
Mơ hình thể hiện đầy đủ các thơng số kỹ thuật và đặc tính
của bó thanh nhiên liệu.
Thanh nhiên liệu có
chứa Gadolinium
(UO2 + Gd2O3)
Kênh định hướng
Thanh trung tâm
Тhanh nhiên liệu (UO2)
Kênh đo lường
Hình 4. Cấu trúc mặt cắt ngang của mơ hình tính tốn
bó thanh nhiên liệu

Để phân tích ảnh hưởng của sự phân bố không đồng
nhất của chất hấp thụ cháy trong chu kỳ hoạt động của bó
thanh nhiên liệu lị phản ứng, các mơ hình tính tốn của bó
thanh niên liệu nhất định phải được mô phỏng với sự phân
bố khác nhau về nồng độ của Gd2O3 theo thể tích của bó
thanh nhiên liệu:

− Mơ hình tính tốn bó nhiên liệu khơng có Gd 2O3;
− Mơ hình tính tốn bó nhiên liệu với sự phân bố đồng
nhất của Gd2O3 trong các thanh nhiên liệu;
− Mơ hình tính tốn bó nhiên liệu với sự phân bố không
đồng nhất của Gd2O3 theo chiều cao trong các thanh nhiên
liệu (không đồng nhất về nồng độ hạt nhân của
Gadolinium).
Sự phân bố không đồng nhất của Gd2O3 theo chiều cao
trong các thanh nhiên liệu được chia làm 3 phần, mỗi phần
có một nồng độ khác nhau. Các phép tính được thực hiện
cho một chu kỳ kéo dài 350 ngày, với cơng suất khơng đổi
của bó thanh nhiên liệu bằng 31 MW. Thời gian hiệu quả
tối đa của vận hành FA giữa các kỳ đảo thanh nhiên liệu


Trương Hồi Nam, Hồng Ngọc Đồng

92

đối với một chu trình nhiên liệu 12 tháng là 8.400 giờ hiệu
dụng. Độ sâu cháy trung bình của một thanh nhiên liệu đã
cháy lên đến 60 MW.D/kg.U. Để đạt được một chu kỳ như

vậy, độ làm giàu nhiên liệu đã được lựa chọn bằng 4,79%.
a)
b)
c)
Hình 5. Mơ hình tính tốn bó thanh nhiên liệu
(theo phần mềm Serpent)
a) Khơng có Gd2O3 (mặt cắt ngang); b) Phân bố đồng nhất

Gd2O3 trong thanh nhiên liệu (mặt cắt đứng); c) Phân bố không
đồng nhất Gd2O3 trong thanh nhiên liệu (mặt cắt đứng).

đều phải tự tạo ra được trong phân hạch tiếp theo. Điều
kiện đó có thể được thể hiện trong khái niệm hệ số tái sinh
- K∞. Hệ số tái sinh được xác định bằng tỷ số giữa số
neutron của một thế hệ và số neutron của thế hệ trước.
Hay một định nghĩa khác của K∞ là tỷ số giữa số
neutron đã được sinh ra từ tất cả các phản ứng phân hạch
trong một đơn vị thể tích, trong một đơn vị thời gian và số
tất cả các neutron đã bị hấp thụ trong một đơn vị thể tích,
trong một đơn vị thời gian.
Hệ số tái sinh cho phép giám sát định tính và định lượng
đối với quá trình tái sinh neutron trong mơi trường, đối với
số phận các neutron thứ cấp được tạo ra khi phân hạch.

Ghi chú: Khi phân bố không đồng nhất Gd2O3, chia
thanh nhiên liệu ra 3 phần bằng nhau theo chiều cao, trong
đó, 2 phần trên và dưới sẽ có nồng độ Gd2O3 bằng nhau,
phần giữa sẽ chênh lệch so với 2 phần còn lại (tỷ lệ trong
bài nghiên cứu này là gấp 2x, 3x và 6x lần, với x là giá trị
nồng độ Gd2O3 ở phần giữa***).
***
Có thể lấy tỷ lệ phân chia nồng độ Gd2O3 theo ý
muốn, không bắt buộc.
4. Phân tích kết quả nghiên cứu
Kết quả của q trình nghiên cứu được thể hiện ở Bảng
2 - giá trị hệ số tái sinh neutron trong môi trường vô tận K∞
theo các chu kỳ đốt và Hình 6 - sự phụ thuộc của hệ số tái
sinh neutron trong môi trường vô tận К∞ đến thời gian đốt

nhiên liệu khi có sự phân bố khác nhau của Gd 2O3 trong
thanh nhiên liệu.
Bảng 2. Giá trị hệ số tái sinh neutron**** trong môi trường vơ
tận K∞ theo các chu kỳ đốt
Thời
Khơng
gian đốt
có Gd2O3
(Ngày)
Trạng
thái ban
đầu
70

140

210

280

350

1,3544
±
0,0029
1,2611
±
0,0036
1,2108
±

0,0035
1,1665
±
0,0035
1,1308
±
0,0036
1,0606
±
0,0039

Phân bố Phân bố Phân bố Phân bố
đồng
không
không
không
nhất đồng nhất đồng nhất đồng nhất
Gd2O3 Gd2O3 (2x)Gd2O3 (3x)Gd2O3 (6x)
1,2526
1,2457
1,2492 1,26147
±
±
±
±
0,0034
0,0033
0,0033
0,0034
1,2007

1,2120
1,2181
1,1861
±
±
±
±
0,0035
0,0036
0,0034
0,0037
1,1662
1,1769
1,1856
1,1870
±
±
±
±
0,0035
0,0037
0,0039
0,0035
1,1578 1,16120 1,1588
1,1596
±
±
±
±
0,0039

0,0039
0,0039
0,0037
1,1324
1,1345
1,1356
1,1394
±
±
±
±
0,0039
0,0042
0,0043
0,0042
1,0635
1,0602
1,0633
1,0651
±
±
±
±
0,0041
0,0042
0,0039
0,0043

Điều kiện cần để tạo ra phản ứng dây chuyền tự duy
trì là mỗi neutron được tạo ra trong quá trình phân hạch

***

Hình 6. Sự phụ thuộc của hệ số tái sinh neutron trong môi
trường vô tận К∞ đến thời gian đốt nhiên liệu khi có sự phân bố
khác nhau của Gd2O3 trong thanh nhiên liệu

Từ bảng kết quả nghiên cứu nhận thấy rằng, đối với sự
phân bố đồng nhất của chất hấp thụ cháy, hệ số tái sinh
neutron giảm 0,1891 đơn vị (tính từ trạng thái ban đầu đến
thời điểm t = 350 ngày) và giảm 0,19367 đơn vị đối với sự
phân bố không đồng nhất (6x). Như vậy, đối với bó thanh
nhiên liệu với sự phân bố khơng đồng nhất của Gd2O3, độ
hoạt ứng giảm trong 350 ngày là 0,977%, cao hơn so với
sự phân bố đồng nhất. Do đó, hiệu quả của việc phân bố
khơng đồng nhất chỉ được quan sát ở giữa chu kỳ, lên đến
khoảng 210 ngày. Hơn nữa, đối với trường hợp 2x lần, hiệu
quả vượt đáng kể so với trường hợp 3x lần, còn trường hợp
6x mang lại hiệu quả nhỏ hơn nhiều.
5. Kết luận
Phân tích các kết quả của K ∞ trong chu kỳ nhiên liệu
cho sự phân bố đồng nhất và không đồng nhất của chất
hấp thụ cháy cho thấy, trong trường hợp phân bố không
đồng nhất của Gd 2O3 (tỷ lệ nồng độ chất hấp thụ nhiệt
theo chiều cao của bó thanh nhiên liệu = 1:6), giảm độ
phản ứng trong 350 ngày đốt là 0,977%, cao hơn so với
sự phân bố đồng nhất. Nếu tiếp tục đốt thêm trong
khoảng thời gian 30 ngày, tức thời gian đảo thanh nhiên
liệu là 380 ngày thì lị vẫn hoạt động ổn định. Như đã đề
cập ở trên, thời gian hiệu quả tối đa của vận hành FA
giữa các kỳ đảo thanh nhiên liệu đối với một chu trình

nhiên liệu 12 tháng là 8.400 giờ hiệu dụng. Trên cơ sở
kết quả thu được, có thể rút ra kết luận về tiềm năng tăng
chu kỳ hoạt động của bó thanh nhiên liệu lị phản ứng
hạt nhân kiểu WWER-1200 bằng cách: thay đổi sự phân


ISSN 1859-1531 - TẠP CHÍ KHOA HỌC VÀ CƠNG NGHỆ ĐẠI HỌC ĐÀ NẴNG, SỐ 5(126).2018, Quyển 1

bố đồng nhất của chất hấp thụ cháy bằng sự phân bố
không đồng nhất về nồng độ của Gd 2O3 theo chiều cao
bó thanh nhiên liệu.
TÀI LIỆU THAM KHẢO
[1] Крючков В.П., Андреев Е.А., Хренников Н.Н., Физика
реакторов для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК: Учебное
пособие для персонала АЭС/ Под редакцией доктора физ.мат., наук В.П. Крючкова., М.: Энергоатомиздат, 2006, 288с.
[2] Jaakko Leppanen, PSG2/SERPENT - A Continious Energy MonteCarlo Reactor Physics Burnup Calculation Code, Helsinki: VTT
Technical Research Centre of Finland, 2012.
[3] Evaluated Nuclear Data File (ENDF) Format, International Atomic
Energy Agency Nuclear Data Services Vienna International Centre,

93

P.O. Box 100, A-1400 Vienna, Austria, available at Internet site:
/>[4] Каражелевская Ю.Е., Колесов В.В., Терехова А.М., Учебное
пособие. Использование программного комплекса SERPENT для
проведения нейтронно-физического расчета реакторов по
курсу «Физический расчет ядерных реакторов», Обнинск:
ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2016, 54 с.
[5] Клинов Д.А., Колесов В.В., Нейтронно-физический расчёт
ядерных реакторов - Часть I, Подготовка библиотек

многогрупповых констант с использованием комплекса NJOY,
Обнинск: ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2002, 54с.
[6] Коробейников В.В., Клинов Д.А., Введение в нейтроннофизический расчёт ядерных реакторов: Учебное пособие по
курсу «Нейтронно-физический расчёт ядерных реакторов»,
Обнинск: ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2011, 188с.

(BBT nhận bài: 06/3/2018, hoàn tất thủ tục phản biện: 02/4/2018)