Ebook An toàn điện hạt nhân: Phần 2

Chia sẻ: Bautroibinhyen30 Bautroibinhyen30 | Ngày: | Loại File: PDF | Số trang:235

0
6
lượt xem
3
download

Ebook An toàn điện hạt nhân: Phần 2

Mô tả tài liệu
  Download Vui lòng tải xuống để xem tài liệu đầy đủ

Nối tiếp nội dung phần 1, phần 2 cuốn sách giới thiệu tới người đọc các kiến thức: Phát thải phóng xạ trong những tai nạn điện hạt nhân, phân tích an toàn nhà máy điện hạt nhân, three mile Island, Chernobyl, Fukushima, hậu Fukushima, phần kết. Mời các bạn cùng tham khảo.

Chủ đề:
Lưu

Nội dung Text: Ebook An toàn điện hạt nhân: Phần 2

5<br /> <br /> Phát thải phóng xạ trong<br /> những tai nạn điện hạt nhân<br /> <br /> Đ iệ n h ạ t n h â n là k h o a h ọ c đ a n g à n h , n ơ i g ặ p n h a u c ủ a n h iề u<br /> n g à n h k h o a h ọ c . tro n g đ ó có k h o a h ọ c k h i q u y ể n . K h o a h ọ c k h í<br /> q u y ể n x â y d ự n g trê n n h ữ n g k iế n th ứ c c ơ b ả n v ề n h iệ t đ ộ n g<br /> h ọ c . đ ộ n g lự c h ọ c c á c d ò n g c h ả y , q u a n g h ọ c cổ đ iể n , p h ả n ứ n g<br /> h ó a h ọ c .... p h ầ n lớ n đ ã h o à n c h ỉn h từ đ ầ u th ế k ỷ X X . N h ư n g<br /> c h o đ ế n n a y . á p d ụ n g nhQ-ng k iế n th ứ c c ơ b ả n ấ y đ ể g iả i c á c<br /> p h ư ơ n g trìn h đ ộ n g lự c h ọ c phi tu y ế n tro n g d ự b á o th ờ i tiế t và<br /> b iế n đ ồ i k h í h ậ u v ẫ n c ò n là là b à i to á n p h ứ c tạ p n h ấ t c h ư a th ể<br /> đi đ ế n k ế t q u ả th ỏ a đ á n g c h o dù n à n g lự c tin h to á n đ ã p h á t<br /> triể n vư ọ 1 b ậ c tro n g v à i th ậ p k ỷ q u a .<br /> C ô n g c u ộ c c õ n g n g h iệ p h ó a k h ắ p nơ i trê n th ế g iớ i lại c h ấ t th ê m<br /> g á n h n ặ n g m ó'i c h o k h o a h ọ c k h í q u y ể n - b à i to á n p h á t tá n ô<br /> n h iễ m k h ô n g k h í từ c ộ t ố n g k h ó i tro n g p h ạ m vi q u a n h n h à m á y<br /> và xa h ơ n , x u y ê n q u a b iê n g ió i g iữ a c á c q u ố c g ia . G ầ n đ â y . ô<br /> n h iễ m k h ô n g k h í d o k h ó i m ù n h iề u n g à y ở L u â n Đ ô n th á n g 12<br /> n ả m 1 9 5 2 đ ã g iế t c h ế t 12 0 0 0 n g ư ờ i tro n g ba tu ầ n . C h ì sa u<br /> th ả m h ọ a n à y. c á c n h à k h o a h ọ c v à n h à q u ả n lý m ớ i b ắ t đ ầ u<br /> h à n h đ ộ n g q u y ế t liệ t đ ể n g h iê n c ứ u bài to á n ô n h iễ m k h ô n g khí.<br /> V à m ô i trư ờ n g k h ô n g k h í đã đ ư ọ 'c c ả i th iệ n rấ t n h iề u ờ cá c<br /> n ư ó 'c tiê n tiế n .<br /> Đ ú n g v à o lú c n à y, đ iệ n h ạ t n h â n x u ấ t h iệ n và bài to á n p h á t tá n<br /> õ n h iễ m p h ó n g xạ từ c á c lò p h ả n ứ n g đ ã đ ó n g g ó p th iế t th ự c và<br /> th u c đ ầ y c á c n g h iê n c ứ u về ồ n h iễ m m ô i trư ờ n g kh í. Bỏ'i cá c<br /> n u c lit p h ó n g xạ từ tai n ạ n đ iệ n h ạ t n h â n là n h ữ n g c h ấ t đ á n h d ấ u<br /> đ ộ c đ á o . k h ô n g th ể n h ầ m lẫn, q u á trìn h<br /> <br /> lan tru y ề n ô n h iễ m<br /> <br /> 2 3 4 ____________________________________________ AN TOÀN ĐIỆN HẠT NHẩM<br /> <br /> trong khí quyển. Chính các nhà khoa học tham gia giải quyết<br /> bài toán phát tán ô nhiễm phóng xạ từ nhà máy điện hạt nhân<br /> đã để lại phương pháp luận, công cụ tính toán và tên tuổi của<br /> mình cho khoa học khí quyển và bài toán ô nhiễm môi trường<br /> khí nói chung.<br /> <br /> 5.1<br /> <br /> SỐHẠNG NGUỒN TRONG TAI NẠN ĐIỆN HẠT NHÂN<br /> <br /> Khi vùng hoạt bị tan chảy trong các tai nạn nghiêm trọng, nhiệt độ và<br /> áp suất rất cao trong thùng lò và nhà lò có thể bức hại các rào chắn vật<br /> lý làm thoát chất phóng xạ ra môi trường. Phát thải phóng xạ trong<br /> những trường hợp này rất lón, lớn hơn nhiều so với phát thải trong suốt<br /> thời gian vận hành bình thường của lò phản ứng. Chất phóng xạ có thể<br /> lan xa trong khí quyển và gây tác hại trong phạm vi hàng nghìn km như<br /> trường hợp tai nạn Chernobyl (chương 8), hoặc hàng trăm km như ờ<br /> Fukushima Dai-ichi (chương 9).<br /> Một nội dung quan trọng trong phân tích an toàn và rủi ro tà nhà máy<br /> điện hạt nhân là nhận dạng đầy đủ nguồn nuclit phóng xạ thoát ra môi<br /> trường trong những tai nạn tan chảy vùng hoạt kèm theo hư hỏng thùng<br /> lò và nhà lò. Từ đó mới có thể đi đến xác định liều bức xạ tại những<br /> nơi chịu ảnh hưởng của tai nạn điện hạt nhân. Bài toán bao gồm năm<br /> bước chính:<br /> •<br /> <br /> Kiểm kê chủng loại và hoạt độ tất cả nuclit phóng xạ tồn trữ bên<br /> trong vùng hoạt ngay trước khi tai nạn xảy ra,<br /> <br /> •<br /> <br /> Đánh giá phần thoát ra nhà lò đối với từng nuclit và dạng tồn tại<br /> của chúng,<br /> <br /> •<br /> <br /> Xem xét các khả năng vận chuyển chúng từ thùng lò ra nhà lò và<br /> khí quyển,<br /> <br /> •<br /> <br /> Nghiên cứu quá trình phát tán trong khí quyển, và từ đó<br /> <br /> •<br /> <br /> Đánh giá liều chiếu xạ lên dân chúng ngoài nhà máy.<br /> <br /> Chuong 5. PHÁT THẢI PHÓNG XẠ TRONG NHỮNG TAI NẠN...<br /> <br /> 235<br /> <br /> Quá trình xảy ra tai nạn diễn biến theo thòi gian vì chúng liên quan đến<br /> kịch bản sự cố tan chảy vùng hoạt, khả năng đáp ứng của các hệ thống<br /> bảo vệ lò phàn ứng và xác suất hư hòng các hệ thống này do nhiệt độ và<br /> áp suất vượt quá sức chống chịu của chúng. Sau đây sè trình bày những<br /> nội dung trên dựa trên nhừne văn bản hướng dần mang tính pháp quy<br /> của U.S. NRC như NƯREG-1165, 1468 và tài liệu mô tà phần mềm<br /> RASCAL 4 được sử dụns ữong cấp phép xây dựng và vận hành các nhà<br /> máy điện hạt nhân ờ Mỹ.<br /> <br /> 5.1.1 Kiểm kê tồn trữ phóng xạ trong vùng hoạt<br /> Kiểm kê tồn trừ phóng xạ trons \òin 2 hoạt nsay trước khi tai nạn xảy ra<br /> có thể dựa trên số liệu ờ bànơ 5.1. Nên lưu ý rằng neay trước khi \òing<br /> hoạt bị tan chảy phàn ứng dây chuyền có thể bị dập tắt bơi hệ điều<br /> khiên tự độne, như ờ hai tai nạn TM I-2 và Fukushima. Nhưns ờ tai nạn<br /> Chernobyl phản ứns dây chuyền chăna nhừnơ khôns bị dập tắt mà còn<br /> leo thang do hệ điều khiển bị bất hoạt. Trong cả hai trườns hợp TM I-2<br /> và Fukushima. hoạt độ các nuclit ưons \-ùnơ hoạt đều phụ thuộc vào độ<br /> cháv nhiên liệu trước đó tính theo MWt.d. Cho nên ờ bana 5.1. hoạt độ<br /> các nuclit được chuẩn hóa ra Ci/MWt và tính cho bó nhiên liệu có độ<br /> cháy 38.585 MW t.d'tan u tronơ lò phàn ứns nước nhẹ dùna uranium<br /> giàu 4°'o với côns suất 3479 MWt chứa 193 bó nhiên liệu. Hoạt độ cua<br /> một nuclit cụ thể nào đó có được bằng cách nhân giá trị tuơns ứn 2 trên<br /> bảns 5.1 với côns suất nhiệt của lò. Các thông số lò đưa ra trên đày đại<br /> diện cho nhừns lò nước nhẹ ớ Mỹ với các bó nhiên liệu được sư dụna<br /> vài năm trong \Tins hoạt trước khi xảy ra tai nạn gia định. Trên thực tế.<br /> những bó nhièn liệu có độ cháy rất khác nhau, và khác \'ới con số<br /> <br /> 38,585 M W t.dtan u . do đó hoạt độ những nuclit trona bang 5.1 phai<br /> được hiệu chính ty lệ với độ cháy thực tế theo côna Thức<br /> ^<br /> <br /> ^<br /> <br /> đô chá\’ thưc tế<br /> <br /> I = l3 S .5 S 5 --------<br /> <br /> ■<br /> <br /> •<br /> <br /> —<br /> <br /> : ---------<br /> <br /> 38.585 MWt.d / tấn u<br /> <br /> . ,,<br /> (5.U<br /> <br /> Công thức này được dùng đê hiệu chính đối \ ới các nuclit có chu kỳ<br /> bán rà khá lớn. trên 100 ngày, nên hoạt độ các nuclit này chưa đạt đến<br /> <br /> AN TOAN ĐIỆN HẠT NHÂM<br /> <br /> 236<br /> <br /> bão hòa khi các bó nhiên liệu chỉ ngâm không quá vài năm trong vùng<br /> hoạt. Với những nuclit có chu kỳ bán rã bé hơn nhiêu so với thời gian<br /> bó nhiên liệu ngâm trong vùng hoạt, hoạt độ cua chúng đạt đên bão hòa<br /> và phụ thuộc vào công suất lò, không phụ thuộc vào độ cháy cua bó<br /> nhiên liệu, do đó không cần phải hiệu chính theo công thức 5.1.<br /> B ản g 5.1. K iểm kê h oạt độ n uclỉt tồn trữ tron g vù ng h oạt lò phản ứng nước nhẹ.<br /> <br /> Nuclit<br /> <br /> Hoạt độ tồn<br /> trữ, Ci/MWt<br /> <br /> Nuclit<br /> <br /> Hoạt độ tồn trư,<br /> Ci/MWt<br /> <br /> 4 ,7 4 e + 0 4<br /> <br /> trữ, Ci/MWt<br /> 2,36e+03<br /> <br /> 4,33e+04<br /> <br /> 4,76e+04<br /> <br /> Hoạt độ tồn<br /> <br /> Nuclit<br /> <br /> 4,21e+04<br /> <br /> ,<br /> <br /> 3,97e+02<br /> <br /> 4,39e+04<br /> <br /> Mo®®<br /> <br /> 5,30e+04<br /> <br /> 8,26e+03<br /> <br /> 4,00e+04<br /> <br /> Nb®=<br /> <br /> 4,50e+04<br /> <br /> 1,68e+03<br /> <br /> 3,54e+04<br /> <br /> 1,75e+04<br /> <br /> 5,42e+03<br /> <br /> 1 ,1 2 e + 0 3<br /> <br /> C e ’ ""<br /> <br /> 5,69e+05<br /> <br /> 3,81e+D4<br /> <br /> 3 ,9 6 e + 0 4<br /> <br /> 3 ,6 5e+ 02<br /> <br /> 4 ,2 6 e + 0 3<br /> <br /> 5,4 3 e + 0 4<br /> <br /> 4 ,7 0 e + 0 3<br /> <br /> Pr^43<br /> <br /> 1 ,4 9 e + 0 3<br /> <br /> ^g133n.<br /> <br /> 1,7 2e+ 03<br /> <br /> 3 ,2 5 e + 0 3<br /> <br /> .131<br /> .132<br /> .133<br /> .134<br /> .135<br /> ^^83m<br /> <br /> Rb®®<br /> <br /> 5 ,2 9 e + 0 1<br /> <br /> 2 ,6 7 e + 0 4<br /> <br /> Rh'°®<br /> <br /> 2 ,8 1 e + 0 4<br /> <br /> 1 ,42e+04<br /> <br /> 3 ,8 8 e + 0 4<br /> <br /> 4 ,3 4 e + 0 4<br /> <br /> 1.15e+04<br /> <br /> 5 ,4 2 e + 0 4<br /> <br /> 3 ,0 6 e + 0 4<br /> <br /> 4,56e+04<br /> <br /> 5,98e+04<br /> <br /> 1,55e+04<br /> <br /> 5,18e+04<br /> <br /> 2,39e+03<br /> <br /> 3,05e+03<br /> <br /> 8,68e+04<br /> <br /> ỵSŨ<br /> <br /> 2,45e+03<br /> 3,17e+04<br /> <br /> y92<br /> <br /> 3.26e+04<br /> <br /> y93<br /> <br /> 2.52e+04<br /> <br /> 2,78e+02<br /> <br /> Sr®<br /> ®<br /> <br /> 2,41 e+04<br /> <br /> 6,17e+03<br /> <br /> Sr®°<br /> <br /> 2,39e+03<br /> <br /> 4,44e+04<br /> <br /> 1,23e+04<br /> <br /> Sr®'<br /> <br /> 3,01e+04<br /> <br /> 4.23e+04<br /> <br /> 1,79e+04<br /> <br /> Sr®'<br /> <br /> 3,24e+04<br /> <br /> 4,91e+04<br /> <br /> 4,37e+04<br /> <br /> 1<br /> <br /> Chirong 5. PHÁT THẢI PHÓNG XẠ TRONG NHỮNG TAI NẠN...<br /> <br /> Trong bảng 5.1 không có mặt hàng chục đồng vị có chu kỳ<br /> hơn 10 phút, chúng phân rã gần hết trước khi thoát ra ngoài<br /> gây ảnh hưởng đến môi trường xung quanh. Ngoài ra cũng<br /> mặt trong bảng rất nhiều đồng vị con gái có chu kỳ bán rã<br /> luôn cân bằng phóng xạ với các đồng vị mẹ.<br /> <br /> 237<br /> <br /> bán rã bé<br /> để có thể<br /> không có<br /> ngắn nên<br /> <br /> 5.1.2 Số hạng nguồn<br /> Các nuclit tồn trữ trong vùng hoạt có khả năng thoát ra được bên ngoài<br /> nhà lò trong tai nạn điện hạt nhân tạo thành số hạng nguồn. Để có căn<br /> cứ tính toán phát tán chất phóng xạ trong khí quyển và liều chiếu xạ lên<br /> dân chúng, số hạng nguồn phải bao gồm thành phần và hoạt độ nuclit<br /> phóng xạ, đặc điểm hóa học của chúng khi xâm nhập vào nhà lò và diễn<br /> biến theo thời gian của quá trình này. Diễn biến của toàn bộ quá trình<br /> trên phản ảnh mức độ tan chảy nhiên liệu theo thời gian và thời điểm<br /> các rào chắn vật lý bị phá hỏng khiến nhiên liệu tan chảy có thể tương<br /> tác với vật liệu xung quanh.<br /> Để xác định số hạng nguồn, người ta thường chia nhà lò ra làm nhiều<br /> ngăn và tính hoạt độ phóng xạ của các nuclit đi vào và ra khỏi từng<br /> ngăn, về thời gian cũng phân thành những nấc kế tiếp, mồi nấc có thể<br /> kéo dài 15 phút. Ngăn thứ nhất chính là nhiên liệu, từ đây các nuclit<br /> thoát ra ngăn thứ hai là nhà lò. Vì hệ thống tự động dừng lò khẩn cấp<br /> khi xảy ra tai nạn (như LOCA) nên các sản phẩm phân hạch không sinh<br /> ra thêm trong nhiên liệu mà cạn dần sau mồi nấc thời gian do hai quá<br /> trình phân rã phóng xạ và thoát ra nhà lò. Trong khi đó, một số đồng vị<br /> con gái lại được bổ sung thêm do phân rã phóng xạ của các đồng vị mẹ,<br /> tương tự như quá trình nhiễm độc xenon đã xét đến ở mục 4.1.8.<br /> ơ ngăn thứ hai, hoạt độ các nuclit trong mồi nâc thời gian có được do<br /> chất phóng xạ thoát ra rtr nhiên liệu trong nấc thời gian ấy trừ phần mất<br /> đi do phàn rã phóns xạ và do thoát ra môi trường. Ngoài ra, hệ thống<br /> phun nước khẩn cấp làm giảm nhiệt độ nhà lò khi xáy ra sự cố cũng rửa<br /> trôi một phần các nuclit phóng xạ.<br /> <br />

CÓ THỂ BẠN MUỐN DOWNLOAD

Đồng bộ tài khoản