Luận văn Thạc sĩ Phạm Thị Nghĩa LỜi cảM ƠN
Nhiên liệu uran được làm giàu và uran nghèo
tải về 236.2 Kb.
|
- Điều hướng trang này:
- 1.2.2.Urani nghèo
- 1.3. Các phương pháp phân tích nhiên liệu hạt nhân Urani
- 1.3.2. Phương pháp phân tích không phá hủy mẫu (NDA)
- 1.3.3. Phương pháp phổ kế gamma và kỹ thuật chuẩn trong
1.2. Nhiên liệu uran được làm giàu và uran nghèo1.2.1. Quá trình làm giàu UraniQuá trình làm giàu bắt đầu từ những sản phẩm Urani công 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 môi 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 nguyên 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 ion và hoá 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 235U ra khỏi 238U dựa trên sự khác nhau về khối lượng của 235U và 238U. 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 ngoài, 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 hoàn toàn khi cho hỗn hợp khí đi qua máy liên tục hàng nghìn lần. Công đoạn tạo các phân tử hỗn hợp khí bắt đầu bằng quá trình Hydroflorua hóa các Urani dioxit để tạo ra các Urani tetraflorua (UF4) theo phương trình phản ứng sau: UO2 + 4 HF → UF4 + 2 H2O (500°C, thu nhiệt) (1.2)
Ngoài 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 235U đều đã phân hạch, nên trong lượng “sỉ” đưa ra không còn 235U nữa. Một phần nhỏ các 238U cũng phân hạch trong quá trình thu neutron nhanh, nhưng không 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 luôn 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 quá trình làm giàu chứ không phải ứng dụng của DU sau phản ứng phân hạch trong lò hạt nhân. Do các đặc thù như mật độ, trọng lượng lớn, độ cứng cao, động năng di chuyển lớn và tính dễ bốc cháy, phát nổ của hỗn hợp DU,… Do tuổi của nhiên liệu lớn nhất cũng không vượt quá 80 năm, tức là vẫn quá nhỏ so với chu kỳ bán rã của 238U(4,47 x 109 năm), cho nên trong thời gian sống của thanh nhiên liệu, ta coi số hạt nhân 238U phân rã thành 234U là không đáng kể so với lượng 234U có sẵn trong thanh nhiên liệu. Do đó trong thanh nhiên liệu, ta chỉ coi các đồng vị phóng xạ đứng sau 234U đều do 234U làm giàu phân rã về. Vì vậy, đối với thanh nhiên liệu chưa qua sử dụng, ta coi trong thanh nhiên liệu có 3 dãy phóng xạ, là các dãy: 234U, 235U và 238U. Dãy 238U được coi gồm có 4 đồng vị phóng xạ ban đầu trong bảng 1.1. Dãy 234U bao gồm các đồng vị còn lại trong bảng 1.1 bắt đầu từ 234U. Dãy phóng xạ 235U đã được đưa ra trong bảng 1.2 . Ngoài ra, đối với thanh nhiên liệu tái sử dụng, sẽ có một lượng 235U hấp thụ 1 nơtron sinh ra 236U. Sau đó 236U phân rã tạo ra 232Th. 232Th chuyển về 232U theo chuỗi phương trình sau:
1.3.1. Phương pháp phân tích phá hủy mẫuPhương pháp xác định hàm lượng có tính chính xác và độ tin cậy khá cao, tuy nhiên việc xử lý mẫu bắt buộc phải phá hủy, nghiền mịn mẫu đo thì mới có thể áp dụng được. Các công đoạn trong quá trình đo đạc xác định thường phức tạp dẫn đến các chi phí phát sinh khá lớn. Trong các phương pháp phân tích có phá hủy mẫu, phải kể đến 4 phương pháp phổ biến nhất là đo bức xạ alpha, sử dụng khối phổ kế, phân tích sắc ký, và đo bức xạ gamma trong ống khí ly tâm UF6.[5] Đo bức xạ alpha: Trong tất cả các phương pháp phân tích nhiên liệu hạt nhân có phá hủy mẫu thì phương pháp do bức xạ alpha là cơ bản nhất . Ta đã biết rằng các đồng vị Urani đều là đồng vị không bền, hoạt độ phóng xạ thấp và đều phát ra tia alpha (α) nhưng có các mức năng lượng đặc trưng khác nhau. Việc nghiền nhỏ hỗn hợp Urani và đưa vào thiết bị đo trực tiếp alpha, đếm và tính tỉ số hoạt độ và tỉ số khối lượng sẽ xác định được hàm lượng và độ giàu của mẫu nhiên liệu cần đo. Phương pháp này không đòi hỏi công nghệ cao, việc che chắn giảm phông cũng đơn giản, dễ dàng , tính toán và xử lý số liệu không phức tạp nhưng bắt buộc phải nghiền mẫu mới có thể cho ra số liệu chính xác được. Về nguyên tắc thì có thể đo trực tiếp nguyên mẫu nhưng số liệu sẽ rất ít và thiếu chính xác (do chính vỏ bên ngoài đã đóng vai trò lớp che chắn hầu hết tia alpha), đồng thời cần phải hiệu chỉnh hệ số hấp thụ, bắt alpha cũng như hệ số phân bố cho phù hợp với thực tế mẫu đo. Càng nhiều hệ số hiệu chỉnh thì số liệu càng sai khác so với thực tế.
Là phương pháp phức tạp nhưng có độ chính xác cao nhất, dựa trên nguyên lý phụ thuộc của lực quán tính ly tâm vào khối lượng để xác định hàm lượng đồng vị Urani có trong mẫu đo. Khối phổ kế thường được kết hợp với những phương pháp khác nhưng cơ bản và phổ biến nhất là phương pháp Khối phổ kế cảm ứng plasma (ICPMS). Về cấu tạo khối phổ kế thông thường có 3 bộ phận chính là: nguồn ion, phân tích khối lượng và bộ phận đo đạc. Hỗn hợp Uran được đưa vào buồng đốt áp suất cao, bị bắn phá bởi luồng electron gia tốc qua điện áp lớn tạo trạng thái plasma trong buồng ion. Sau đó các ion được gia tốc tiếp và đưa qua ống chuẩn trực, đi vào bộ phận phân tích khối lượng. Bộ phận này là một từ trường đều, có nhiệm vụ bẻ cong đường đi của các ion. Ứng với mỗi khối lượng của ion (khối lượng đồng vị) sẽ có 1 quỹ đạo riêng. Sau khi đi qua bộ phận phân tích sẽ đến với các kênh đo (các điện cực cảm ứng) của bộ phận đo, tạo ra 1 xung điện tương ứng, từ đây số các ion với mỗi khối lượng khác nhau sẽ được đếm trên mỗi kênh ra. Biết được số đếm ứng với mỗi mức khối lượng trên khối phổ kế, ta sẽ tính được hàm lượng chính xác của mỗi nguyên tố trong mẫu đo. 1.3.2. Phương pháp phân tích không phá hủy mẫu (NDA)Phương pháp phân tích urani không phá hủy mẫu chủ yếu sử dụng phổ kế gamma HPGe, đây phương pháp đo nhanh, trực tiếp trên nguyên mẫu, dựa trên các tính chất đặc trưng của các đồng vị, qua xử lý và hiệu chỉnh để đưa ra kết quả đánh giá độ giàu của mẫu nhiên liệu. Trong các phương pháp đo không phá hủy mẫu, có ba kỹ thuật được ứng dụng rộng rãi, đó là: đo đỉnh gamma 186 keV, phân tích kích hoạt nơtron và phương pháp tỉ lệ chuẩn trong . 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:
Ngày nay sự phát triển của kỹ thuật đetectơ bán dẫn và kỹ thuật điện tử hạt nhân hiện đại đã góp phần quan trọng vào việc nâng cao chất lượng của phương pháp phân tích urani, thori dựa trên kỹ thuật đo bức xạ gamma tự nhiên. Do đặc thù của urani và thori là có thể cân bằng hoặc không cân bằng với các sản phẩm phân rã phóng xạ, nên trong phân tích thường đề cập tới cả hai trường hợp này. Nếu có sự cân bằng phóng xạ giữa urani và các sản phẩm phân rã ở trong cùng một chuỗi thì hàm lượng của urani có thể xác định thông qua cường độ của những tia gamma có thể ghi đo được một cách chính xác, ví dụ như tia 1,76 MeV của 214Bi. Đối với urani không cân bằng phóng xạ có thể xác định hàm lượng dựa trên các tia gamma 63 keV của 234Th và 1001,2 keV của 234Pa là các sản phẩm phân rã phóng xạ trực tiếp của 238U sử dụng phổ kế gamma bán dẫn. Hai đồng vị phóng xạ 234Th và 234Pa luôn luôn được coi là cân bằng phóng xạ với 238U. Ngoài ra còn có thể lựa chọn tia gamma 185,72 keV của 235U để phân tích urani.
Nguyên lý chủ yếu của phương pháp này chính là dựa vào đặc điểm về sự cân bằng phóng xạ trong các dãy các đồng vị phóng xạ tự nhiên của các họ Uran, lập nên đường cong hiệu suất ghi của thiết bị cho từng vùng năng lượng cụ thể, lựa chọn ra các đỉnh năng lượng đặc trưng, thông qua diện tích các đỉnh năng lượng đó tính toán ra tỉ số hoạt độ cũng như tỉ lệ về khối lượng của các đồng vị có trong mẫu đo. Kết quả cho ra sẽ là các đặc trưng về thanh nhiên liệu như thành phần đồng vị, cấu trúc hóa học, độ giàu 235U,.. với độ chính xác tương đương với các phương pháp đo phổ alpha hay khối phổ kế. Cho đến nay, tại Bộ môn Vật lý hạt nhân, trường Đại học Khoa Học Tự nhiên Hà Nội đã có một số khóa luận tốt nghiệp và luận văn cao học xác định các đặc trưng của thanh nhiên liệu bằng phương pháp phổ gamma,..Trong bài luận văn này tiến hành đánh giá bằng thực nghiệm ưu điểm của phương pháp chuẩn nội và ứng dụng để xác định hàm lượng 235U trong một số mẫu nhiên liệu hạt nhân.
Каталог: files -> ChuaChuyenDoi ChuaChuyenDoi -> ĐẠi học quốc gia hà NỘi trưỜng đẠi học khoa học tự nhiên nguyễn Thị Hương XÂy dựng quy trình quản lý CÁc công trìNH ChuaChuyenDoi -> TS. NguyÔn Lai Thµnh ChuaChuyenDoi -> Luận văn Cao học Người hướng dẫn: ts. Nguyễn Thị Hồng Vân ChuaChuyenDoi -> 1 Một số vấn đề cơ bản về đất đai và sử dụng đất 05 1 Đất đai 05 ChuaChuyenDoi -> Lê Thị Phương XÂy dựng cơ SỞ DỮ liệu sinh học phân tử trong nhận dạng các loàI ĐỘng vật hoang dã phục vụ thực thi pháp luật và nghiên cứU ChuaChuyenDoi -> TRƯỜng đẠi học khoa học tự nhiên nguyễn Hà Linh ChuaChuyenDoi -> ĐÁnh giá Đa dạng di truyền một số MẪu giống lúa thu thập tại làO ChuaChuyenDoi -> TRƯỜng đẠi học khoa học tự nhiêN ChuaChuyenDoi -> TRƯỜng đẠi học khoa học tự nhiên nguyễn Văn Cường tải về 236.2 Kb. Chia sẻ với bạn bè của bạn:
|
(1.4)