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 />