Nguyễn hoàng anh xáC ĐỊnh cáC ĐẶc trưng của thanh nhiên liệu hạt nhân dựa vào nhữNG
tải về 471.1 Kb.
|
- Điều hướng trang này:
- I.2.1. Quá trình làm giàu Urani
- I.2.2. Urani nghèo
- I.2.3. Dãy phân rã Urani trong nhiên liệu hạt nhân
- I.2.4. Cơ chế phân hạch trong lò phản ứng
I.2. Nhiên liệu UraniTa đã biết rằng, trong tự nhiên tồn tại ba đồng vị của Uranium là 238U, 235U và 234U với hàm lượng khá thấp, cỡ vài ppm (10-4 %) trong đất đá dưới dạng hỗn hợp muối Uraninit. Trong đó chủ yếu là 238U, chiếm cỡ 99.284 % trên tổng số các đồng vị Uranium, 235U chiếm 0.711 % và 234U (con cháu của 238U) chỉ chiếm khoảng 0.0058 %. Trong các đồng vị tự nhiên này của Urani thì chỉ có 235U mới có khả năng tự phân hạch hoặc phân hạch gây bởi nơtron năng lượng thấp, nơtron nhiệt [1]. 
Hình 1.3: Độ giàu Urani 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 235U 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 235U trong tự nhiên (0.72 %). Khái niệm giàu hay nghèo là nói đến tỉ lệ 235U trong một mẫu hỗn hợp Urani ít hơn hay nhiều hơn so với Urani tự nhiên. Nếu hàm lượng 235U 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. I.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 Uran. 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 Uran, khi đưa vào lò nung sẽ tạo ra các trạng thái oxi hóa cao hơn của Uran, còn UO2 chính là nguyên liệu để làm giàu Urani. Có nhiều phương pháp để làm giàu Uran như: tách đồng vị điện từ (Electromagnetic Isotope Separation), khuyếch tán nhiệt (Thermal Diffusion), khuyến tán khí (Gaseous Diffusion), khí động học (Aerodynamic Processes), tách đồng vị La-de (Laser Isotope Separation), trao đổi iôn và hoá học (Chemical and Ion Exchange), tách Plasma (Plasma Separation) và khí ly tâm (Gas Centrifuge). 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 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. Hỗn hợp các phân tử các loại khác nhau khi đi vào các xy lanh quay được tách thành hai dòng. 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 phương pháp này, 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) 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. I.2.2. Urani nghèoUrani nghèo (Depleted Uranium, viết tắt là DU) để chỉ loại Urani có hàm lượng đồng vị 235U 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 % 235U. Với công nghệ hiện nay từ 8.05 tấn Urani thiên nhiên chứa 0.71 % 235U, người ta sản xuất được 1 tấn Urani làm giàu (chứa 3.6 % 235U) 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. 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 [8]. Urani nghèo không còn nhiều tác dụng với quá trình tạo nhiên liệu hạt nhân nữa, chúng dần trở thành vấn đề nan giải cho các quá trình xử lý hay lưu giữ lại. Đối với các nước có nền công nghiệp hạt nhân phát triển cao thì việc xử lý rác thải hạt nhân lại càng khó khăn hơn, vì thế họ luôn tìm cách ứng dụng vào các mục đích khác, đặc biệt là trong quân sự. Ứng dụng đầu tiên của DU là việc sử dụng để che chắn phóng xạ thay cho chì, 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 Uran lại rất yếu, vậy nên sử dụng DU để che chắn rất hiệu quả. 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,... Urani nghèo còn được ứng dụng vào lĩnh vực quân sự, như sử dụng làm áo giáp chống đạn cho các loại pháo, máy bay, xe tăng, bọc thép, làm đối trọng quán tính trong các thiết kế của máy bay hay tên lửa hành trình, và là thành phần quan trọng trong cơ cấu định vị của các thiết bị này,... DU còn được nhồi vào các đầu đạn pháo hay tên lửa như một giải pháp nhằm gia tăng sức công phá của các loại vũ khí này [8]. I.2.3. Dãy phân rã Urani trong nhiên liệu hạt nhânDo 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, 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 [2]. Ngoài ra, đối với thanh nhiên liệu tái sử dụng, sẽ có một lượng 235U hấp thụ 1 neutron sinh ra 236U. Sau đó 236U phân rã tạo ra 232Th. 232Th chuyển về 232U theo chuỗi phương trình sau:  (1.4)
Sự có mặt của 232U và các con cháu của nó sẽ cho biết thông tin rất quan trọng để xác định rằng thanh nhiên liệu này là mới sản xuất hay là đã qua sử dụng và được tái chế lại. Bảng 1.3. Các đồng vị và loại phân rã của dãy phóng xạ 232U.
I.2.4. Cơ chế phân hạch trong lò phản ứngGiải thích (theo cơ chế mẫu giọt): Đầu tiên, một neutron chậm (năng lượng cỡ eV) va chạm nguyên tử 235U, sau đó sẽ tạo nên 236U. Hạt nhân 236U không bền vững, tồn tại dưới dạng hạt nhân hợp phần, và sẽ dao động như hình 1.5. Hạt nhân biến đổi dần dần thành dạng quả lê với hai đầu phình ra. Đến khi năng lượng kích thích (E*) lớn hơn năng lượng ngưỡng (Eng), tức là lớn hơn độ cao bờ thế năng phân chia, điểm nối giữa sẽ bị đứt gãy, hạt nhân bị phân chia tạo thành hai hạt nhân con (Ví dụ như 144Ba56 và 89Kr36), đồng thời có ba nơtron được giải phóng ra. Mảnh vỡ phân hạch có khối lượng trung bình, tổng năng lượng giải phóng cỡ 215MeV). Phương trình phản ứng phân hạch nhìn chung có dạng sau: 92U236 56Ba144 + 36Kr89 + 3n + 177 MeV (1.5) 
Hình 1.4. Ví dụ phản ứng dây chuyền phân hạch 235U Tuy nhiên, 235U có thể hấp thụ neutron nhiệt bằng một trong hai con đường: Khoảng 82 % sẽ xảy ra sự phân hạch, 18 % còn lại không phân hạch mà thay thế bởi phát xạ gamma tạo nên 236U. Ngoài ra sau khi hấp thụ neutron nhiệt, 236U có thể không qua phân hạch mà trở thành 237U, và phân rã beta nhanh chóng để trở thành 237Np. Tuy nhiên, tiết diện bắt nơtron của 236U là thấp, và quá trình này không xảy ra trong nơtron nhiệt. Một thanh nhiên liệu tái sử dụng điển hình có chứa khoảng 0.4 % 236U. Với tiết diện hấp thụ lớn hơn, 237Np có thể hấp thụ được nhiều nơtron hơn, trở thành 238Np, phân rã beta nhanh chóng thành 238Pu. 236U phân rã alpha với T1/2 = 2.348 x 107 năm, sau đó trở thành 232Th. Nó có thời gian sống lâu hơn bất cứ đồng vị actinit nhân tạo hoặc sản phẩm phân hạch sau chu trình nhiên liệu hạt nhân nào. 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 471.1 Kb. Chia sẻ với bạn bè của bạn:
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||