Luận văn Thạc sĩ Vật lí: Phân tích sự cố mất điện bể chứa thanh nhiên liệu thải từ lò PWR

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH

Phạm Gia Khánh

PHÂN TÍCH SỰ CỐ MẤT ĐIỆN BỂ

CHỨA THANH NHIÊN LIỆU THẢI

TỪ LÒ PWR – 2 VÒNG BẰNG PHẦN

MỀM PCTRAN/ SFP

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÍ

Thành phố Hồ Chí Minh – 2013

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH

Phạm Gia Khánh

PHÂN TÍCH SỰ CỐ MẤT ĐIỆN BỂ

CHỨA THANH NHIÊN LIỆU THẢI

TỪ LÒ PWR – 2 VÒNG BẰNG PHẦN

MỀM PCTRAN/ SFP

Chuyên ngành: Vật lí nguyên tử

Mã số:

60 44 01 06

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÍ

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:

TS. Võ Hồng Hải

Thành phố Hồ Chí Minh - 2013

LỜI CẢM ƠN

Luận văn này là kết quả của quá trình học tập và nghiên cứu tại trường Đại học Sư

Phạm Thành phố Hồ Chí Minh. Với tình cảm chân thành, tác giả xin gửi lời tri ân đến quý

thầy cô giáo đã tham gia giảng dạy lớp cao học khóa 22 chuyên ngành Vật lí nguyên tử.

Đặc biệt tác giả xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc đến thầy hướng dẫn TS. Võ Hồng Hải,

người đã tận tình hướng dẫn, giúp đỡ tác giả nghiên cứu đề tài và hoàn chỉnh luận văn.

Xin cảm ơn Phòng Sau đại học đã tạo điều kiện và môi trường thuận lợi trong thời

gian tác giả học tập và nghiên cứu tại trường.

Cuối cùng, tác giả chân thành cảm ơn tất cả bạn bè, người thân đã động viên, có những

ý kiến đóng góp và tạo mọi điều kiện, môi trường làm việc tốt để tác giả hoàn thành luận

văn.

Mặc dù bản thân đã rất cố gắng nhưng chắc chắn luận văn không tránh khỏi những

thiếu sót, rất mong được nhận những ý kiến đóng góp, bổ sung của quý thầy cô.

Thành phố Hồ Chí Minh, ngày 15 tháng 09 năm 2013

Tác giả luận văn

Phạm Gia Khánh

MỤC LỤC

LỜI CẢM ƠN .............................................................................................................. 1

MỤC LỤC .................................................................................................................... 2

DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU, CÁC CHỮ VIẾT TẮT ............................................ 4

MỞ ĐẦU ....................................................................................................................... 5

CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN VỀ CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU VÀ BỂ CHỨA NHIÊN LIỆU THẢI CHO NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN .................................... 7

1.1. Chu trình nhiên liệu của nhà máy điện hạt nhân ..................................................... 7

1.1.1. Tổng quan chu trình nhiên liệu ............................................................................... 7

1.1.2. Xử lý nhiên liệu thải .............................................................................................. 10

1.1.3. Xử lý chất thải phóng xạ ....................................................................................... 14

1.1.4. Các quy tắc và biện pháp bảo vệ an toàn hạt nhân ................................................ 16

1.2. Nhiên liệu thải ............................................................................................................ 18

1.2.1. Cơ chế của phản ứng phân hạch ............................................................................ 18

1.2.2. Thành phần nhiên liệu thải .................................................................................... 21

1.2.3. Nhiệt phân rã và phóng xạ từ nhiên liệu thải ........................................................ 23

1.3. Bể nhiên liệu thải........................................................................................................ 25

1.3.1. Giới thiệu về bể nhiên liệu thải ............................................................................. 25

1.3.2. Nhiệt thủy động lực học trong bể nhiên liệu thải .................................................. 28

1.3.3. Cấu tạo và hoạt động của bể nhiên liệu thải .......................................................... 32

1.3.4. Khả năng lưu trữ và tính an toàn của bể nhiên liệu thải........................................ 43

CHƯƠNG 2. GIỚI THIỆU VỀ PHẦN MỀM PCTRAN/ SFP CỦA MICRO- SIMULATION TECHNOLOGY ............................................................................. 47

2.1. Giới thiệu phần mềm PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1 ........................................... 47

2.2. Hướng dẫn sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP ..................................................... 47

2.2.1. Giới thiệu giao diện phần mềm PCTRAN/ SFP ................................................... 47

2.2.2. Cài đặt và thiết lập chung ...................................................................................... 49

2.2.3. Theo dõi quá trình mô phỏng và xử lý kết quả ..................................................... 55

CHƯƠNG 3. KHẢO SÁT HOẠT ĐỘNG CỦA BỂ NHIÊN LIỆU THẢI THEO LƯU LƯỢNG NƯỚC LÀM MÁT VÀ PHÂN TÍCH SỰ CỐ MẤT ĐIỆN (LOSS OF AC POWER) BẰNG PHẦN MỀM PCTRAN/ SFP ........................................ 60

3.1. Khảo sát hoạt động của bể nhiên liệu thải theo lưu lượng nước trao đổi nhiệt vòng tuần hoàn thứ cấp .................................................................................................... 60

3.1.1. Thiết lập và chạy mô phỏng .................................................................................. 61

3.1.2. Kết quả mô phỏng và phân tích ............................................................................. 62

3.2. Khảo sát và phân tích sự cố mất điện (loss of AC power) ..................................... 65

3.2.1. Mô tả sự cố mất điện bể chứa nhiên liệu thải ........................................................ 65

3.2.2. Thiết lập sự cố và chạy mô phỏng ......................................................................... 65

3.2.3. Kết quả và phân tích sự cố .................................................................................... 67

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ................................................................................... 80

TÀI LIỆU THAM KHẢO ........................................................................................ 82

PHỤ LỤC ................................................................................................................... 84

DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU, CÁC CHỮ VIẾT TẮT

Viết tắt AFR

Tiếng Anh Away From Reactor

At Reactor

Advanced Gas cooled Reactor Boiling Water Reactor CANada Deuterium Uranium Computational Fluid Dynamics

AGR BWR CANDU CFD CS/RHRS Containment Spray/Residual Heat

Tiếng Việt Lưu trữ nhiên liệu thải sau khi đưa ra khỏi nhà máy điện hạt nhân Lưu trữ nhiên liệu thải tại nhà máy điện hạt nhân Lò làm mát bằng khí thế hệ II của Anh Lò phản ứng nước sôi Lò nước nặng áp lực của Canada Thủy động lực học Hệ thống phun làm mát khẩn cấp

Ranh giới khu vực giới hạn Lò phản ứng dùng nơtron nhanh Lò dùng khí làm chất làm mát Bộ lọc khí hiệu suất cao

Removal System Exclusion Area Boundary Fast Reactors Gas Cooled Reactor High-Efficiency Particulate Air International Atomic Energy Agency Cơ quan năng lượng Nguyên tử quốc tế Low Enriched Uranium Loss Of Cool Low Population Zone Light Water Reactor

EAB FR GCR HEPA IAEA LEU LOCA LPZ LWR MAGNOX MAGNOX

MOX NFCIS

PCTRAN

Urani làm giàu thấp Sự cố mất chất làm mát Khu vực dân cư thấp Lò phản ứng nước nhẹ Lò dùng Urani tự nhiên, CO2 là chất làm mát, nước là chất làm chậm Nhiên liệu hỗn hợp ôxít Hệ thống thông tin về chu trình nhiên liệu hạt nhân Phần mềm mô phỏng trên máy tính cá nhân Phương pháp chiết lỏng-lỏng

PUREX

PHWR PWR RBMK

Lò phản ứng nước nặng áp lực Lò phản ứng nước nhẹ áp lực lò dùng than làm chất làm chậm, nước nhẹ là chất làm mát Bể chứa nhiên liệu thải Hệ thống làm mát và lọc chất cặn

SFP SFPCPS

Hệ thống làm mát chính Các khay chứa nhiên liệu Nhà máy tái chế và xử lý nhiên liệu thải Lò nước nhẹ áp lực của Nga

SFPCS SFRs THORP VVER

Mixed Oxide Fuel Nuclear Fuel Cycle Information System Personal Computer Transient Analyzer Plutonium and Uranium Recovery by Extraction Pressurized Heavy Water Reactor Pressurized Water Reactor Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy Spent Fuel Pool Spent Fuel Pit Cooling and Purification System Spent Fuel Pool Cooling System Spent Fuel Racks Thermal Oxide Reprocessing Plant Vodo Vodyanoi Energetichesky Reactor

MỞ ĐẦU

Hiện nay, do tính cấp thiết về nhu cầu năng lượng nên nhiên liệu hạt nhân đang ngày

càng trở nên quan trọng vì những ưu điểm: lượng nhiên liệu tiêu hao ít, có thể đáp ứng nhu

cầu năng lượng của con người trong vài trăm đến hàng ngàn năm tùy theo công nghệ và

nhiên liệu sử dụng.

Với kỹ thuật an toàn hiện nay của các lò phản ứng hạt nhân thế hệ III và III+ kiểu

nước nhẹ áp lực (PWR – Pressurized Water Reactor), cơ chế an toàn luôn đảm bảo lò được

dập kịp thời khi sự cố xảy ra.

Tuy nhiên, khi phản ứng phân hạch dây chuyền được dập thì sản phẩm sau phân hạch

vẫn tiếp tục phân rã theo phóng xạ chuỗi, tỏa năng lượng làm cho lò phản ứng tiếp tục bị

nóng lên và gây tai nạn nếu lò không liên tục được làm mát kịp thời.

Điều này cho thấy rằng nhiên liệu sau phân hạch (nhiên liệu thải) chứa đựng nguy cơ

gây tai nạn nếu nó không được xử lý và bảo quản đúng cách, đặc biệt là các thanh nhiên liệu

vừa được lấy ra từ lò sau mỗi chu kì hoạt động (có chứa các chất phóng xạ hoạt độ cao).

Các thanh nhiên liệu lấy ra khỏi lò phản ứng được đưa vào bể chứa nhiên liệu thải (SFP –

Spent Fuel Pool) để che chắn phóng xạ và làm mát trong một thời gian dài trước khi được

đưa đi lưu trữ, xử lý trong các giai đoạn tiếp theo.

Phần mềm PCTRAN/ SFP (Personal Computer Transient Analyzer/ Spent Fuel Pool)

phiên bản 1.0.1 mô phỏng bể chứa nhiên liệu thải của lò phản ứng nước nhẹ áp lực. Phần

mềm này được cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế (IAEA – International Atomic Energy

Agency) đặt hãng Micro Simulation Technology viết nhằm mục đích mô phỏng hoạt động

và các sự cố có thể xảy ra đối với bể chứa nhiên liệu thải của các nhà máy điện hạt nhân

nước nhẹ áp lực (PWR).

Trong phạm vi luận văn này chúng tôi tập trung giải quyết các vấn đề sau:

- Tìm hiểu về chu trình nhiên liệu hạt nhân và phân tích thành phần, thuộc tính của

nhiên liệu đã qua sử dụng (nhiên liệu thải).

- Tìm hiểu cấu trúc và cơ chế hoạt động của bể chứa nhiên liệu thải (SFP)

- Tìm hiểu cách sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP, theo dõi hoạt động của bể khi thay

đổi lưu lượng nước vòng tuần hoàn thứ cấp của bộ trao đổi nhiệt và mô phỏng sự cố

bể chứa nhiên liệu thải mất điện (Loss of AC Power).

- Vẽ đồ thị và phân tích kết quả mô phỏng thu được.

- Vận dụng lý thuyết để giải thích kết quả mô phỏng sự cố mất điện bể chứa nhiên liệu

thải. Nhận xét mức độ ảnh hưởng của sự cố mất điện bể chứa nhiên liệu thải đến sức

khỏe con người và môi trường, liên hệ với sự cố mất điện tại bể chứa nhiên liệu thải

số 4, nhà máy điện hạt nhân Fukushima – Nhật Bản năm 2011.

Hai nhà máy điện hạt nhân loại PWR đang được xây dựng ở Ninh Thuận. Do đó, việc

đào tạo nhân lực điện hạt nhân là vấn đề cấp thiết. Một số trường (trong đó có đại học Khoa

Học Tự Nhiên) chuẩn bị mở chuyên ngành đào tạo về điện hạt nhân.

Trong bối cảnh đào tạo nhân lực cho điện hạt nhân còn thiếu điều kiện thực tiễn (chỉ

có 1 lò nghiên cứu ở Đà Lạt) và các sự cố trong điện hạt nhân không thể thí nghiệm thực tế

nên việc tìm hiểu, sử dụng các phần mềm mô phỏng điện hạt nhân có độ tin cậy cao để đưa

vào giảng dạy là hết sức cần thiết.

Đề tài này bước đầu tìm hiểu về việc xử lý nhiên liệu qua sử dụng và sử dụng phần

mềm PCTRAN/ SFP mô phỏng sự cố SFP nhằm góp phần làm tài liệu cho công tác tìm

hiểu, giảng dạy và đào tạo nhân lực điện hạt nhân ở Việt Nam.

CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN VỀ CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU VÀ BỂ

CHỨA NHIÊN LIỆU THẢI CHO NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN

1.1. Chu trình nhiên liệu của nhà máy điện hạt nhân

1.1.1. Tổng quan chu trình nhiên liệu

1.1.1.1. Nhiên liệu hạt nhân:

Hầu như toàn bộ nhiên liệu được sử dụng trong các lò phản ứng hạt nhân thương mại

được sử dụng đều ở dạng rắn.

Nhiên liệu hạt nhân sử dụng trong các lò phản ứng nước nhẹ là bột UO2 được đóng

thành viên hình trụ (pellet). Các viên nhiên liệu này cao khoảng 0,4 đến 0,65 inch (từ 1 đến

1,65 cm) và có đường kính khoảng 0,3 đến 0,5 inch (0,8 đến 1,25 cm) được nạp vào các ống

làm bằng Zicaloy (hợp kim Zirconi) tạo thành các thanh nhiên liệu. Các thanh nhiên liệu

được đóng gói chung với nhau tạo thành bó nhiên liệu. Các bó nhiên liệu có cạnh khoảng 6

đến 9 inch (15 – 23 cm). Giữa các thanh nhiên liệu cách nhau 0,12 đến 0,18 inch (0,3 đến

0,45 cm) để nước làm mát có thể chảy qua.

Các bó nhiên liệu của lò phản ứng nước sôi (PWR) chứa từ 49 đến 63 thanh nhiên liệu.

Còn đối với lò nước áp lực (PWR), số thanh nhiên liệu được sử dụng trong một bó từ 164

đến 264. Tùy thuộc vào thiết kế của mỗi lò phản ứng, các lò thường sử dụng khoảng 190

đến 750 bó nhiên liệu, mỗi bó nặng khoảng 275 đến 685 kg được đặt trong lõi lò phản ứng.

Các thanh nhiên liệu lúc này rất an toàn, chúng không cần được làm mát hoặc che chắn

phóng xạ mà có thể được vận chuyển dễ dàng.

1.1.1.2. Lựa chọn chu trình nhiên liệu hạt nhân

Theo Hệ thống thông tin về chu trình nhiên liệu hạt nhân (NFCIS – Nuclear Fuel

Cycle Information System): chu trình nhiên liệu hạt nhân là tập hợp các quy trình và các

hoạt động cần thiết để sản xuất nhiên liệu hạt nhân, phân hạch trong lò phản ứng, lưu trữ, tái

chế và xử lý nhiên liệu thải.

Chu trình nhiên liệu hạt nhân được sử dụng tùy thuộc vào loại lò phản ứng, nhiên liệu

sử dụng và có tái chế nhiên liệu hay không.

Hình 1.1. Sơ đồ đơn giản về các loại chu trình nhiên liệu [10]

Hình 1.2. Lưu đồ chu trình nhiên liệu hạt nhân điển hình [10]

Có hai loại chu trình nhiên liệu: Chu trình nhiên liệu hạt nhân mở (nhiên liệu hạt nhân

không được tái chế) và chu trình nhiên liệu hạt nhân khép kín (tái sử dụng các vật liệu hạt

nhân chiết suất từ các bó nhiên liệu thải).

Việc lựa chọn chu trình nhiên liệu hạt nhân mở hay khép kín phụ thuộc vào chính sách

của mỗi quốc gia. Hình 1.1 trình bày sơ đồ đơn giản chu trình nhiên liệu hạt nhân và hình

1.2 trình bày chi tiết chu trình nhiên liệu mở và khép kín.

Ngoài những dạng chu trình điển hình trên cũng đã và đang có những nghiên cứu về

các chu trình nhiên liệu khác: GNEP, DUPIC, ADS, P&T… [10]. Tất cả các nghiên cứu này

đều nhằm mục tiêu sử dụng hiệu quả nguồn tài nguyên và giảm lượng chất thải phóng xạ.

 Chu trình nhiên liệu mở (opened fuel cycle)

Nguyên tắc của chu trình nhiên liệu mở là các vật liệu hạt nhân đi qua lò phản ứng chỉ

một lần. Sau khi phân hạch, nhiên liệu được giữ tại bể nhiên liệu thải trong lò phản ứng, sau

đó được đưa đi lưu trữ lâu dài khi nhiên liệu thải đạt các tiêu chuẩn về phóng xạ. Tuy nhiên,

hiện nay vẫn chưa có giải pháp thống nhất nào cho việc lưu trữ vĩnh viễn các loại nhiên liệu

thải này. Dựa vào hình 1.2, chúng tôi thấy hiện nay lò nước nặng áp lực (PHWR –

Pressurized Heavy Water Reactor) và lò dùng than làm chất làm chậm, nước nhẹ là chất làm

mát (RBMK - Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy) sử dụng chu trình nhiên liệu mở.

 Chu trình nhiên liệu khép kín (closed fuel cycle)

Trong chu trình nhiên liệu khép kín, các bó nhiên liệu thải sau khi được lưu trữ trong

các bể nhiên liệu thải một thời gian sẽ được đưa đi tái chế để trích xuất Plutoni và Urani còn

lại. Urani và Plutoni tái chế này tiếp tục được sử dụng sản xuất nhiên liệu cho các lò phản

ứng. Chu trình nhiên liệu khép kín thường được sử dụng trong các lò phản ứng nước nhẹ

(LWR – Light Water Reactor) dưới dạng nhiên liệu hỗn hợp ôxít (MOX – Mixed Oxide

Fuel).

Ngoài việc tái chế nhiên liệu cho các lò phản ứng nước nhẹ như trên, một chu trình

nhiên liệu khép kín khác tái chế Urani và Plutoni từ nhiên liệu thải của lò phản ứng dùng

nơtron nhanh (FR – Fast Reactors) sẽ đem lại lượng Plutoni lớn hơn.

1.1.1.3. Các giai đoạn của chu trình nhiên liệu hạt nhân

Các giai đoạn của chu trình nhiên liệu được hệ thống trong phụ lục 5.

Chu trình nhiên liệu hạt nhân bắt đầu với việc khai thác quặng Urani và kết thúc với

việc xử lý các vật liệu tạo ra trong chu trình. Vì nguyên nhân thực tế chu trình được chia

thành hai giai đoạn chính: sản xuất nhiên liệu – trước khi phân hạch (front-end) và xử lý

nhiên liệu – sau khi phân hạch (back-end).

Giai đoạn trước khi phân hạch (front-end) bao gồm các bước:

- Thăm dò quặng Urani: các hoạt động liên quan đến việc phát hiện và phân tích các

nguồn quặng Urani để sản xuất nhiên liệu hạt nhân.

- Khai thác quặng Urani: các hoạt động liên quan đến việc khai thác quặng Urani từ

mỏ.

- Chế biến quặng Urani: các hoạt động liên quan đến quá trình nghiền và tinh chế

quặng Urani để tạo thành bánh vàng chứa 80% đến 90% U3O8.

- Chuyển đổi: các hoạt động liên quan đến việc tinh chế và chuyển đổi sang dạng phù

hợp với từng loại nhiên liệu cho mỗi kiểu lò phản ứng.

- Làm giàu: các hoạt động liên quan đến việc làm giàu UF6 đồng vị để có được U-235

với tỉ lệ làm giàu (so với U-238) thích hợp.

- Dùng Urani để chế tạo nhiên liệu: các hoạt động liên quan đến việc sản xuất nhiên

liệu hạt nhân dùng trong các lò phản ứng.

Các bó nhiên liệu hạt nhân được đưa vào lò phản ứng và được kích hoạt bởi một chùm

nơtron nhiệt. Phản ứng phân hạch dây chuyền xảy ra cùng với năng lượng được tỏa ra. Các

bó nhiên liệu của lò phản ứng nước nhẹ sử dụng được 3 đến 5 năm trước khi được thay mới.

Và đối với các lò làm mát bằng khí thế hệ I của Anh (GCR – Gas Cooled Reactor) và lò áp

lực nước nặng thì nhiên liệu cần được thay mới sau 1 năm.

Giai đoạn sau khi phân hạch (back-end) bao gồm các bước:

Lưu trữ nhiên liệu thải tại nhà máy điện hạt nhân (AR – At Reactor): các hoạt động

liên quan đến việc lưu trữ nhiên liệu thải trong lò phản ứng (lưu trữ trong các bể nhiên liệu

thải).

Lưu trữ nhiên liệu thải sau khi đưa ra khỏi nhà máy điện hạt nhân (AFR – Away From

Reactor) bao gồm việc lưu trữ tạm thời các bó nhiên liệu sau khi được đưa ra khỏi bể nhiên

liệu thải bằng phương pháp lưu trữ khô hoặc ướt.

Tái chế nhiên liệu và tái sản xuất: các hoạt động liên quan đến việc trích xuất các

thành phần trong các bó nhiên liệu thải để tái sử dụng trong lò phản ứng.

Các hoạt động lưu trữ nhiên liệu lâu dài mà không có ý định thu hồi.

1.1.2. Xử lý nhiên liệu thải

1.1.2.1. Lưu trữ nhiên liệu thải

Công nghệ sử dụng trong việc lưu trữ nhiên liệu hạt nhân thải nhằm ba mục đích

chính:

- Làm mát nhiên liệu để ngăn chặn nhiệt độ nhiên liệu tăng lên quá cao do phân rã

phóng xạ.

- Che chắn phóng xạ cho các nhân viên làm việc trong khu vực lưu trữ và cộng đồng

dân cư xung quanh.

- Ngăn chặn nguy cơ nhiên liệu đạt đến trạng thái tới hạn làm xảy ra phản ứng phân

hạch hạt nhân dây chuyền không kiểm soát (nổ hạt nhân).

Các bó nhiên liệu thải được lấy ra khỏi lò phản ứng sẽ được lưu trữ trong các bể nước

được gọi là bể chứa thanh nhiên liệu thải. Nước trong bể làm nhiệm vụ che chắn phóng xạ,

làm mát và bể thu lại tất cả các khí phóng xạ trong trường hợp nhiên liệu bị rò rỉ. Hình dạng

của nhiên liệu và chất hấp thụ nơtron (như boron, hafni và cadmi) giúp ngăn chặn nhiên liệu

đạt trạng thái tới hạn. Nước trong bể chứa nhiên liệu thải được bơm qua bộ phận trao đổi

nhiệt để làm mát và bộ lọc trao đổi ion để giữ lại các hạt nhân phóng xạ và các chất cặn

trong nước.

Các bó nhiên liệu thải phải được lưu trữ trong các bể chứa ít nhất một năm trước khi

được đem đi lưu trữ khô. Khi bể chứa nhiên liệu thải đầy, các bó nhiên liệu cũ có nhiệt phân

rã thấp được chuyển sang bể chứa khác hoặc được chuyển sang lưu trữ khô. Nhiệt sinh ra từ

nhiên liệu thải trong các thùng lưu trữ khô được loại bỏ do đối lưu không khí và bức xạ

nhiệt. Lúc này, nhiên liệu có thể được vận chuyển đi nhưng vẫn cần được làm mát chủ động

(active cooling). Việc làm mát chủ động này cần được thực hiện ít nhất ba năm kể từ khi

nhiên liệu thải được lấy ra khỏi lò phản ứng [21].

 Lưu trữ ướt

Trong việc lưu trữ nhiên liệu thải, hình thức lưu trữ ướt – lưu trữ trong các bể nhiên

liệu thải – vẫn đang chiếm ưu thế và được sử dụng rộng rãi.

Lưu trữ ướt vẫn đang là phương pháp chính để lưu trữ hầu hết lượng nhiên liệu từ các

lò phản ứng nước nhẹ (LWR). Công nghệ này được chứng minh là rất phù hợp trong việc

đáp ứng các yêu cầu về che chắn và làm mát nhiên liệu thải.

Cấu tạo và hoạt động của bể nhiên liệu thải sẽ được chúng tôi đề cập chi tiết hơn ở

mục 1.3.

 Lưu trữ khô

Hình thức lưu trữ khô (nhiên liệu thải được chứa trong các thùng khô) đang ngày càng

được sử dụng nhiều hơn bởi "tính cơ động và khả năng lưu trữ của nó" [9]

Hình 1.3. Hệ thống lưu trữ khô nhiên liệu thải tại

nhà máy điện hạt nhân Embalse [11]

Trong phương pháp cất giữ bằng thùng khô, nhiên liệu đã sử được ngâm trong bể nước

vài năm (nhiệt phân rã đã giảm), sau đó cho vào các thùng kín và cất trong các kho trên mặt

đất. Phương pháp này kinh tế hơn phương pháp lưu trữ trong bể nước.

Có 2 loại kết cấu thường được sử dụng cho các hệ thống lưu trữ khô [8]

 Dạng thùng xe tải (Generic Truck Cask) – hình 1.4:

- Tổng trọng lượng (bao gồm cả nhiên liệu): 50.000 pounds (25 tấn)

- Đường kính thùng: 4 feet

- Đường kính tổng thể: 6 feet

- Chiều dài tổng thể: 20 feet

- Công suất: lên đến 4 Bó nhiên liệu (assemblies fuel) PWR hoặc 9 Bó nhiên liệu

BWR (Boiling Water Reactor)

 Dạng thùng chắn (Generic Rail Cask) – hình 1.5:

- Tổng trọng lượng (bao gồm cả nhiên liệu): 250.000 pound (125 tấn)

- Đường kính thùng: 8 feet

- Đường kính tổng thể (bao gồm cả bị giới hạn tác động): 11 feet

- Chiều dài tổng thể (bao gồm cả bị giới hạn tác động): 25 feet

- Công suất: lên đến 26 bó nhiên liệu PWR hoặc 61 Bó nhiên liệu BWR

Hình 1.4. Cấu trúc thùng lưu trữ khô Hình 1.5. Cấu trúc thùng lưu trữ khô

dạng thùng xe tải dạng thùng chắn

Ngoài ra người ta còn sử dụng các thùng bê tông, cốt thép để lưu trữ cố định. Hình 1.6

trái là thùng chắn bằng bê tông đã hoàn thiện. Hình 1.6 giữa là cốt thép của thùng đang

được đổ bê tông. Hình 1.6 phải là sơ đồ mặt cắt của thùng bê tông.

Hình 1.6. Thùng lưu trữ khô bằng bê tông

1.1.2.2. Tái chế nhiên liệu

Nhiên liệu thải (spent fuel) còn chứa 95% U-238, 1% Pu, 1% U-235 nên việc tái chế

nhiên liệu qua sử dụng là hết sức cần thiết và hữu ích, vừa giúp sử dụng nguồn nhiên liệu

hiệu quả hơn và giảm phần lớn lượng chất thải phóng xạ có chu kỳ bán rã rất lớn (họ

Actini).

Mục đích của việc tái chế nhiên liệu nhằm:

- Thu hồi U, Pu và Th để tái sử dụng làm nhiên liệu hạt nhân.

- Tách riêng sản phẩm phân hạch phóng xạ và sản phẩm phân hạch hấp thụ nơtron.

- Phân loại và chuyển đổi chất thải phóng xạ, sau đó chuyển sang các hình thức lưu trữ

phù hợp nhằm giảm tải và giúp cho việc lưu trữ hiệu quả, an toàn hơn.

Phương pháp tái chế nhiên liệu hạt nhân được sử dụng phổ biến nhất là phương pháp

PUREX (Plutonium and Uranium Recovery by Extraction) là phương pháp chiết lỏng-lỏng

với nguyên tắc được mô tả như hình 1.7.

Hình 1.7. Sơ đồ nguyên lý tái chế nhiên liệu hạt nhân bằng phương pháp PUREX

Sản phẩm của quá trình tái chế là hỗn hợp của Plutoni và Urani ôxít với thành phần

3% đến 7% PuO2 và còn lại là UO2 (nhiên liệu MOX-Mixed oxide fuel).

Nhiên liệu MOX được trộn với nhiên liệu Urani làm giàu thấp (LEU – Low-Enriched

Uranium) với tỉ lệ 1/3 MOX và 2/3 LEU sau đó sử dụng làm nhiên liệu cho các lò phản ứng

nước nhẹ.

1.1.3. Xử lý chất thải phóng xạ

Trong nhà máy điện hạt nhân, nơi sinh ra chất phóng xạ chủ yếu là lò phản ứng do các

hoạt động sau:

- Nhiên liệu Urani phân hạch tạo ra các chất phóng xạ khác.

- Các chất bên trong thùng lò phản ứng bị phóng xạ hoá do tác động của nơtron tạo ra

chất phóng xạ (sản phẩm kích hoạt).

Bên cạnh đó, các thiết bị, dụng cụ bảo hộ sau khi sử dụng, nước, không khí trong lò

phản ứng và trong bể nhiên liệu thải cũng bị nhiễm xạ.

Người ta phân loại các chất thải phóng xạ theo hoạt độ: hoạt độ cao, trung bình, thấp

và theo dạng chất thải: rắn, lỏng, khí để có những biện pháp xử lý thích hợp đối với từng

loại.

1.1.3.1. Chất thải rắn

Hình 1.8 mô tả nguyên tắc thông thường khi xử lý các chất thải phóng xạ hoạt độ cao.

Việc xử lý chất thải hoạt độ cao chưa có biện pháp triệt để mà chỉ có thể cất giữ lâu dài

trong các cơ sở chôn chất thải phóng xạ dưới lòng đất như hình 1.9.

Những loại có hoạt độ phóng xạ tương đối cao như cặn lọc, nhựa trao đổi ion thải

được giữ trong các thùng chứa trong một thời gian dài, đến khi hoạt độ phóng xạ giảm

xuống, chúng được dồn vào các thùng phuy chuyên dụng.

Những chất thải rắn có hoạt độ phóng xạ thấp như giấy, vải sẽ được nén lại rồi đem

đốt, tro được đựng trong các thùng và bảo quản an toàn trong kho chất thải phóng xạ dạng

rắn.

Hình 1.8. Cách xử lý chất thải phóng xạ hoạt độ cao thông thường

Hình 1.9. Sơ đồ chôn giữ ngầm chất thải phóng xạ hoạt độ cao

1.1.3.2. Chất thải lỏng

Chất thải lỏng nếu có độ phóng xạ cực thấp thì kiểm tra nồng độ phóng xạ và nếu được

xác nhận là an toàn sẽ được thải ra biển.

Các chất thải dạng lỏng khác, sau khi được lọc và khử muối bằng các thiết bị lọc và

nhựa trao đổi ion hoặc được cô đặc bằng thiết bị bay hơi, nước sẽ được tái sử dụng còn dịch

cô đặc được trộn vào bê tông và nhựa đường rồi dồn vào các thùng phuy chuyên dụng để cất

giữ bảo quản trong kho chất thải phóng xạ dạng rắn.

1.1.3.3. Chất thải khí

Chất thải dạng khí, trước hết được làm giảm hoạt độ phóng xạ bằng các thiết bị như bể

giảm hoạt độ và thiết bị lọc khí hiếm bằng than hoạt tính. Sau đó, khí được đi qua các thiết

bị lọc để loại bỏ các chất dạng hạt, kiểm tra nồng độ phóng xạ và nếu xác nhận đã an toàn sẽ

được thải ra không khí [2].

1.1.4. Các quy tắc và biện pháp bảo vệ an toàn hạt nhân

Trong an toàn hạt nhân, việc đảm bảo tính bền vững của nhiên liệu là quan trọng nhất.

Nếu nhiên liệu không bị hỏng thì các sản phẩm phân hạch phóng xạ sẽ bị nhốt kín bên trong

các vỏ bọc thanh nhiên liệu, lượng thoát ra bên ngoài rất ít.

Một cách hữu hiệu nữa là giảm thiểu lượng chất ăn mòn thoát ra từ các thùng chứa,

ống, bơm, van của hệ thống sơ cấp lò phản ứng. Để làm được điều này, người ta sử dụng vật

liệu chống ăn mòn mạnh và áp dụng những kỹ thuật mới nhất trong việc quản lý chất lượng

nước để hạn chế tối đa khả năng ăn mòn. Hơn nữa, việc lựa chọn vật liệu có hàm lượng

Coban ít cũng hết sức quan trọng do Coban dễ bị kích hoạt tạo thành sản phẩm phóng xạ.

Chất thải phóng xạ nên cất giữ bảo quản tối đa bên trong khu vực nhà máy để có thể

quản lý và bảo quản một cách an toàn.

Cần tính toán lượng chất thải phóng xạ sinh ra trong thời gian vận hành để lựa chọn

địa điểm đủ rộng cho việc cất giữ chất thải.

Ngoài ra, các nhân viên nhà máy được trang bị những dụng cụ bảo hộ để che chắn

phóng xạ và đề ra các quy tắc an toàn như hình 1.10, 1.11 và 1.12 [2].

Hình 1.11. Khu vực kiểm soát được hạn chế Hình 1.10. Các dụng cụ bảo hộ khỏi

truy nhập phóng xạ

Hình 1.12. Trang thiết bị bảo vệ nhiên liệu hạt nhân

Khi xảy ra các sự cố hạt nhân cần đánh giá mức độ chính xác để đề ra các biện pháp

ứng phó kịp thời (tham khảo thang đánh giá sự cố hạt nhân trong phụ lục 6).

1.2. Nhiên liệu thải

Nhiên liệu trước khi phân hạch có hoạt độ phóng xạ cực thấp và rất an toàn, có thể tiếp

xúc bình thường mà không cần bảo vệ. Nhiên liệu Urani dioxit cơ bản bao gồm hai đồng vị

của Urani: nhiên liệu hạt nhân dùng trong kiểu lò PWR chứa khoảng 3–5% U-235 là thành

phần chính để duy trì phản ứng phân hạch dây chuyền, khoảng 95–97% là U-238. Trong lò

phản ứng U-238 có thể bắt nơtron nhanh tạo thành Plutoni.

Khi vật liệu phân hạch đã phân rã đến mức không còn lợi ích về mặt kinh tế (thường

sau khoảng 4,5 đến 6 năm hoạt động) [20]. Các bó nhiên liệu này được lấy ra khỏi lõi lò

phản ứng và được gọi là các bó nhiên liệu thải (spent fuel assembly).

Các bó nhiên liệu thải rất nguy hiểm do có hoạt độ phóng xạ rất cao (phát xạ nhiều

gamma và nơtron) và tiếp tục sinh nhiều nhiệt (gọi là nhiệt lượng phân rã). Nhiệt và phóng

xạ từ các sản phẩm phân hạch, sản phẩm kích hoạt và họ Actini phân rã. Do đó, việc làm

mát, che chắn phóng xạ và xử lý từ xa đối với các bó nhiên liệu thải là hết sức cần thiết.

1.2.1. Cơ chế của phản ứng phân hạch

Các hạt nhân nặng có năng lượng liên kết riêng nhỏ hơn hạt nhân trung bình nên khi

hấp thụ nơtron sẽ phân hạch theo cơ chế của mẫu giọt.

Có 129 hạt nhân nặng [17] chia thành ba nhóm dựa theo khả năng phân hạch của

chúng:

- Những hạt nhân dễ phân hạch (fissile material) chỉ cần hấp thụ nơtron nhiệt đã có thể

phân hạch như: U-233, U-235, Pu-239. Các hạt nhân này thường có số khối lẻ.

- Các hạt nhân có thể phân hạch (fissionable material) cần hấp thụ nơtron nhanh mới

có thể phân hạch và tiết diện hấp thụ nhỏ như: Th-232, U-238 và Pu-240. Các hạt

nhân này thường có số khối chẵn.

- Vật liệu phân hạch phổ biến (fertile material) là các hạt nhân khi hấp thụ nơtron

không xảy ra quá trình phân hạch mà tạo ra hạt nhân mới. Những hạt nhân mới này

có thể tiếp tục chuyển hóa hoặc phân rã phóng xạ để trở thành hạt nhân khác có khả

năng phân hạch. Quá trình này gọi là “sự chuyển hóa hạt nhân”. Hình 1.13 ví dụ sự

chuyển hóa hạt nhân từ vật liệu phân hạch phổ biến (Th-232 và U-238) thành vật liệu

dễ phân hạch (U-233 và Pu-239).

Hình 1.13. Sự chuyển hóa vật liệu phân hạch phổ biến thành vật liệu dễ phân hạch

Vật liệu phân hạch chính được sử dụng trong các lò phản ứng hạt nhân là U-135 và

Pu-239. Mỗi phản ứng phân hạch của Urani hay Plutoni sinh ra năng lượng, các nơtron và

các mảnh phân hạch (thường là hai mảnh). Hình 1.14 minh họa quá trình phân hạch của U-

235.

Hình 1.14. Sơ đồ mô tả quá trình phân hạch hạt nhân U-235

Do phân hạch là phản ứng hạt nhân hợp phần, có rất nhiều kênh ra ngẫu nhiên nên các

mảnh phân hạch (fission fragment) rất đa dạng [17] và phân bố xác suất. Hình 1.15 là đồ thị

phân bố xác suất các mảnh phân hạch của các hạt nhân Th-229, U-233, U-235, Pu-239 khi

hấp thụ nơtron nhiệt. Các mảnh phân hạch này gồm các hạt nhân bền và các hạt nhân không

bền tiếp tục phân rã chuỗi tạo thành các hạt nhân phóng xạ thứ cấp. Tất cả các mảnh phân rã

và sản phẩm của nó được gọi là sản phẩm phân hạch tích lũy (cumulative fission) – gọi tắt

là sản phẩm phân hạch – với 1038 hạt nhân [17].

Năng lượng sinh ra sau mỗi phản ứng phân hạch U-235 khoảng hơn 200 MeV được

trình bày trong bảng 1.1.

Bảng 1.1. Năng lượng sinh ra trong phản ứng phân hạch U-235 [7]

Động năng của các mảnh phân hạch (A ~ 95 và 140) 165 ± 5 MeV

Động năng của các nơtron tức thời và nơtron trễ 5 ± 0,5 MeV

Bức xạ gamma 6 ± 1 MeV

Phân rã bêta 8 ± 1,5 MeV

Phản nơtrino 12 ± 2,5 MeV

Phân rã gamma 6 ± 1 MeV

Tổng cộng 202 ± 4,5 MeV

Hình 1.15. Đồ thị phân bố mảnh phân hạch của Th-229, U-233, U-235

và Pu-239 khi hấp thụ nơtron nhiệt [17]

Các mảnh phân hạch có số khối tập trung gần giá trị 95 và 140 như hình 1.15 và năng

lượng mỗi mảnh phân bố theo khối lượng của chúng như hình 1.16.

Hình 1.16. Phân bố năng lượng của các mảnh phân hạch [7]

1.2.2. Thành phần nhiên liệu thải

Dưới đây chúng tôi xét đến nhiên liệu từ các lò phản ứng nước nhẹ (sử dụng Urani làm

giàu) mà tiêu biểu là lò PWR (phần mềm mô phỏng sử dụng trong luận văn này mô phỏng

bể nhiên liệu thải từ lò PWR 2 vòng)

Hình 1.17. Thành phần nhiên liệu cho lò PWR có thể tái sử dụng [21]

Nhìn vào biểu đồ trên hình 1.17 nhận thấy rằng 97% thanh nhiên liệu thải có thể tái sử

dụng được (bao gồm 95% U-238, 1% Pu, 1%U-235), 3% còn lại là chất thải có hoạt độ

phóng xạ rất cao bao gồm các sản phẩm phân hạch và sản phẩm kích hoạt.

 Các sản phẩm phân hạch

Như đã trình bày ở phần 1.2.1, các sản phẩm phân hạch có đến 1038 hạt nhân. Đối với

quá trình phân hạch trong lò phản ứng kiểu nước áp lực (PWR), nhiệt chủ yếu do U-235

phân hạch nên chúng tôi chỉ quan tâm đến sản phẩm phân hạch của Urani-235 và chú trọng

các sản phẩm phân hạch chính (xác suất tạo thành cao, hoạt độ phóng xạ mạnh, gây nguy

hiểm cho con người và môi trường nếu bị phát tán).

Xác suất tạo thành các sản phẩm phân hạch của Urani-235 được trình bày trong bảng

1.2 [18].

Bảng 1.2. Xác suất tạo thành và chu kỳ bán rã của các sản phẩm phân hạch chủ yếu (>1%)

Sản phẩm

Xác suất

Chu kỳ bán

Sản phẩm

Xác suất

Chu kỳ bán rã

(%)

rã

(%)

54-Xe-135

6,61

9,14 giờ

60-Nd-144

5,48

2,29.1015 năm

54-Xe-133

6,6

5,243 ngày

58-Ce-144

5,47

285,1 ngày

53-I-133

6,59

20,87 giờ

59-Pr-144

5,47

17,28 phút

40-Zr-95

6,5

64,032 ngày

52-Te-132

4,28

3,204 ngày

41-Nb-95

6,5

34,985 ngày

44-Ru-103

3,1

39,247 ngày

53-I-135

6,39

6,57 giờ

53-I-131

2,88

8,0233 ngày

57-La-140

6,32

1,6785 ngày

60-Nd-147

2,23

10,98 ngày

56-Ba-140

6,31

12,753 ngày

61-Pm-147

2,23

2,6234 năm

của Urani-235 [18]

55-Cs-137

6,22

30,05 năm

35-Br-85

1,3

2,9 phút

42-Mo-99

6,13

65,94 giờ

36-Kr-85m

1,3

4,48 giờ

43-Tc-99

6,13

2,111 năm

54-Xe-135m

1,22

15,29 phút

58-Ce-141

5,86

32,508 ngày

61-Pm-149

1,05

2,2117 ngày

38-Sr-90

5,73

28,8 năm

Dựa vào bảng 1.2 thì hầu hết các đồng vị phóng xạ chủ yếu trong sản phẩm phân hạch

đều có chu kỳ bán rã ngắn (dưới 30 năm trừ Nd-144). Do đó, việc lưu trữ nhiên liệu thải sẽ

giúp giảm phần lớn nhiệt phân rã và phóng xạ nguy hiểm từ sản phẩm phân hạch.

 Các sản phẩm kích hoạt (activation products)

Sản phẩm kích hoạt chủ yếu là các sản phẩm ăn mòn trong vòng sơ cấp của lò phản

ứng. Chúng được gọi là chất thải cặn (crub) và bám thành lớp trên bề mặt của các bó nhiên

liệu (Fe2O3, Fe3O4, khoáng chất spinen, đôi khi là ôxít của Niken và đồng). Lớp chất thải

cặn này thường dày từ 25 đến 50 µm (đối với nhiên liệu lò BWR) còn đối với nhiên liệu của

lò PWR thì mỏng hơn và đôi khi gần như không có. Lớp chất thải cặn này hoàn toàn không

hòa tan trong nước ở nhiệt độ của bể lưu trữ nhiên liệu thải nhưng chúng có thể phát tán một

phần trong bể dưới dạng các hạt bụi. Các sản phẩm ăn mòn từ các thanh Zicaloy (ZnO2) có

khả năng hòa tan thấp và khó bị phá vỡ. Chu kỳ bán rã và phản ứng tạo thành các sản phẩm

kích hoạt chủ yếu được trình bày trong bảng 1.3.

Bảng 1.3. Các sản phẩm kích hoạt chủ yếu trong các bó nhiên liệu trong bể nhiên liệu thải

Chu kỳ bán rã

Phản ứng tạo thành

Hạt nhân

Co-59(n,γ)

Co-60

5,3 năm

Ni-58(n,p)

Co-58

72 ngày

Cr-50(n,γ)

Cr-51

28 ngày

Fe-58(n,γ)

Fe-59

45 ngày

Fe-54(n,p)

Mn-54

310 ngày

Zn-64(n,γ)

Zn-65

243 ngày

Ni-64(n,γ)

Ni-65*

2,5 ngày

W-186(n,γ)

W-187*

24 giờ

*Chỉ tồn tại đáng kể ở trong lò phản ứng

[14]

1.2.3. Nhiệt phân rã và phóng xạ từ nhiên liệu thải

Khoảng 7% năng lượng trung bình trong mỗi phản ứng phân hạch tiếp tục sinh ra sau

đó [23]. Năng lượng này sinh ra từ sự phân rã của các sản phẩm phân hạch. Do đó, khi phản

ứng dây chuyền được dập tắt, phản ứng phân hạch cơ bản không còn nhưng năng lượng

phân rã vẫn tiếp tục sinh ra, năng lượng này được gọi là nhiệt phân rã (decay heat). Lượng

nhiệt và bức xạ sinh ra từ các bó nhiên liệu thải phụ thuộc vào lượng chất phóng xạ đã được

phân hạch (burn-up) và thời gian kể từ khi nhiên liệu được lấy ra khỏi lõi lò phản ứng. Nếu

lò hoạt động hết công suất trong thời gian 3–4 ngày trước khi tắt sẽ có nhiệt phân rã cao hơn

nhiều so với lò hoạt động ở công suất thấp trong cùng thời gian.

Tỷ lệ nhiệt phân rã (decay-heat) sinh ra từ các bó nhiên liệu thải sẽ thay đổi theo thời

gian kể từ khi được lấy ra khỏi lò phản ứng và có thể được tính toán, biểu diễn như trong

hình 1.18.

/

) i n a r U n ấ T W

( t ấ u s g n ô C

Thời gian từ khi lấy ra khỏi lò phản ứng

Hình 1.18. Nhiệt phân rã từ nhiên liệu thải vẽ dưới dạng logarit

theo thời gian lấy ra khỏi lò phản ứng [2]

Công suất nhiệt phân rã sinh ra từ lò phản ứng sau khi tắt khoảng 5–6% công suất của

lò. Khoảng 1 giờ sau khi tắt thì công suất nhiệt phân rã chỉ còn dưới 1% so với công suất lò.

Công suất nhiệt phân rã giảm mạnh do các hạt nhân có chu kỳ bán rã rất ngắn phân rã hết.

Nhiệt lượng sinh ra có thể giảm khoảng 100 lần sau năm đầu tiên lấy ra khỏi lò và tiếp tục

giảm khoảng 5 lần nữa trong 4 năm tiếp theo (sau 5 năm từ khi lấy khỏi lò). Sau đó công

suất nhiệt phân rã sẽ giảm 40% trong thời gian 5 năm nữa (sau 10 năm từ khi lấy khỏi lò)

(xem hình 1.18).

Trong vòng một năm từ khi nhiên liệu được lấy khỏi lò phản ứng, nhiệt sinh ra từ các

bó nhiên liệu thải chủ yếu tạo bởi bốn đồng vị hạt nhân phóng xạ: Ru-106 (chu kỳ bán rã

372,6 ngày), Ce-144 (chu kỳ bán rã 284,4 ngày), Cs-137 (chu kỳ bán rã 30,2 năm) và Cs-

134 (chu kỳ bán rã 2,1 năm). Do các đồng vị này có chu kỳ bán rã ngắn nên nhiệt lượng

chúng sinh ra chiếm 90% toàn bộ nhiệt lượng từ các bó nhiên liệu thải [2].

Các đồng vị phóng xạ có chu kỳ bán rã dài hơn vẫn còn tồn tại trong nhiên liệu khi

công suất nhiệt phân rã của nhiên liệu giảm xuống đáng kể. Cs-137 phân rã tạo thành Ba-

137 và phát ra bêta và tia gamma năng lượng cao. Do Cs-137 có chu kỳ bán rã 30,2 năm nên

đủ dài để nó tồn tại trong các bó nhiên liệu thải trong suốt thời gian lưu trữ. Do đó, Cs-137

và các vật liệu khác chứa trong nhiên liệu thải sẽ bị tách thành các hạt nhỏ (aerosols) và phát

tán vào không khí khi có sự cố các thanh Zicaloy bị bốc cháy do không được làm mát kịp

thời.

Các đồng vị phóng xạ có chu kỳ bán rã ngắn hơn sẽ phân rã nhanh chóng sau khi các

bó nhiên liệu được đưa ra khỏi lò phản ứng. I-131 là một trong các đồng vị như vậy, I-131

được đặc biệt quan tâm trong các tại nạn hạt nhân có phát tán phóng xạ do I-131 có thể

được hấp thụ một lượng lớn vào tuyến giáp của con người. Tuy nhiên, đối với nhiên liệu

thải lấy ra khỏi lò phản ứng vài ba tháng thì lượng I-131 còn không đáng kể vì chu kỳ bán rã

của nó chỉ 8 ngày.

1.3. Bể nhiên liệu thải

1.3.1. Giới thiệu về bể nhiên liệu thải

Bể nhiên liệu thải (SFP - Spent fuel pool) là bể làm bằng bê tông cốt thép (có thể lót

thép) chứa nước để ngâm các bó nhiên liệu có hoạt độ phóng xạ cao sau khi chúng được đưa

ra khỏi lõi lò phản ứng. Nhiên liệu được thả ngập sâu trong nước nhằm che chắn phóng xạ,

cho phép việc sắp xếp và lưu trữ nhiên liệu được tiến hành mà không cần che chắn đặc biệt

cho người vận hành.

Trong các lò nước nhẹ áp lực, khoảng một phần tư đến một phần ba tổng tải nhiên liệu

của lò phản ứng được lấy ra từ lõi theo chu kì từ 12 đến 18 tháng và thay thế bằng nhiên liệu

mới. Nhiên liệu thường được di chuyển từ lò phản ứng đến bể nhiên liệu thải bằng các hệ

thống xử lý tự động, mặc dù một số nơi hệ thống điều khiển bằng tay vẫn còn sử dụng. Các

bó nhiên liệu vừa được đưa ra từ lõi thường được để tách biệt trong vài tháng để làm mát

ban đầu trước khi được sắp xếp vào bể nhiên liệu thải. Các kệ kim loại có nhiệm vụ giữ cho

nhiên liệu ở các vị trí an toàn để tránh khả năng đạt trạng thái tới hạn.

Nước trong bể liên tục được làm mát để loại bỏ nhiệt phân rã sinh ra từ nhiên liệu. Nếu

không được làm mát liên tục, nước sẽ bị nóng lên và sôi. Nếu để nước trong bể bị sôi và bay

hơi hay thất thoát thì các bó nhiên liệu sẽ bị quá nóng đến mức nóng chảy và bốc cháy. Các

nghiên cứu của Ủy ban điều tiết hạt nhân Hoa Kỳ (NRC – Nuclear Regulatory Commission)

đã ước tính rằng nếu tai nạn như vậy xảy ra sẽ có hàng ngàn người dân sống trong phạm vi

50 dặm có thể chết vì lượng phóng xạ bị giải phóng ra môi trường.

Bể chứa nhiên liệu thải của các nhà máy điện hạt nhân nước nhẹ áp lực thường được

đặt ở trong các tòa nhà liền kề với cấu trúc chứa lò phản ứng như hình 1.19 nhằm đảm bảo

thuận lợi cho việc đưa nhiên liệu thải vào bể.. Các cấu trúc này được thiết kế để chịu được

các thảm họa thiên nhiên như: động đất, lốc xoáy, bão, lũ lụt và bão tuyết… nhưng không

thể tránh khỏi hư hại do sự phá hoại cố ý của con người từ bên trong và các vụ tai nạn máy

bay do vô tình hay cố ý.

Hình 1.19. Sơ đồ mặt cắt nhà máy điện hạt nhân

Hình 1.20. Bể nhiên liệu thải đang xây dựng nhìn từ bên ngoài (trái) và

bên trong (phải)

Hình 1.20 trái là cấu trúc của một gian chứa nhiên liệu thải đang được xây dựng [22].

Các lỗ lớn ở trung tâm bức ảnh bên trái cho phép các nhân viên vào bên trong cấu trúc của

lò phản ứng. Một lỗ nhỏ phía dưới bên trái của bức ảnh (một phần bị che khuất bởi cốt thép

đang đổ bê tông) cho phép lấy nhiên liệu từ lò phản ứng sang bể chứa nhiên liệu thải. Cấu

trúc chứa lò phản ứng được lót thép và bọc bê tông cốt thép trong khi bể chứa nhiên liệu

thải thường chỉ làm bằng bê tông cốt thép.

Hình 1.20 phải chụp bên trong một bể chứa nhiên liệu thải đã được xây dựng gần hoàn

chỉnh. Có thể thấy ở dưới đáy bể là các khay để chứa các bó nhiên liệu thải. Đoạn hở giữa 2

cầu bê tông ở góc dưới bên phải là khu vực vận chuyển nhiên liệu. Các bó nhiên liệu được

vận chuyển theo phương ngang khi đến đúng vị trí khay nhiên liệu cần đặt thì được đưa

xuống theo phương thẳng đứng.

Máy bay hoặc tên lửa tấn công vào bể chứa nhiên liệu không cần phải phá hủy hoàn

toàn bể mà chỉ cần phá vỡ bức tường bê tông hoặc sàn của bể làm cho nước thoát ra ngoài.

Một số nhà máy điện hạt nhân (ví dụ lò phản ứng kiểu nước sôi) dễ hư hại khi bị tấn công vì

nó được xây dựng cao hơn. Trong hình 1.21 trái, bể chứa nhiên liệu thải là phần màu xanh

cao nhất bên trái.

Hình 1.21. Bể nhiên liệu thải hoàn chỉnh nhìn từ bên ngoài (trái) và bên trong (phải)

Hình 1.21 phải là bộ phận để di chuyển nhiên liệu trong bể chứa nhiên liệu thải. Bộ

phận này được chạy trên các thanh ray nằm ngang. Phần tường màu tối phía sau chính là

phần có màu xanh ở hình 1.21 trái.

Một vấn đề xảy ra khi lưu trữ nhiên liệu thải dưới bể nước là các tia phóng xạ sẽ làm

cho các phân tử nước phân ly sinh ra các phân tử hyđrô tạo nguy cơ xảy ra các vụ nổ. Vì

vậy, trong bể nhiên liệu thải luôn có bộ phận theo dõi và thu hồi lượng hyđrô sinh ra này.

Thay vì chỉ bảo quản và làm mát nhiên liệu thải, hiện nay người ta đang tiến hành

nhiều dự án để sử dụng bể nhiên liệu thải vào các mục đích hữu ích. Trung Quốc đang xây

dựng một lò phản ứng hạt nhân 200 MWt sử dụng nhiên liệu thải từ các nhà máy điện hạt

nhân để tạo ra nhiệt dùng vào việc sưởi ấm và khử mặn. Đây bản chất là một bể chứa nhiên

nhiên liệu thải nhưng hoạt động như một lò phản ứng mức nước sâu. Kiểu lò này sẽ hoạt

động ở áp suất khí quyển nên sẽ làm giảm các yêu cầu kỹ thuật an toàn. Trong bể chứa đặc

biệt này thay vì hạn chế lượng hyđrô sinh ra thì người ta còn khuyến khích bằng cách cho

thêm chất xúc tác để tăng cường quá trình ion hóa. Lượng hyđrô này sau đó sẽ được rút ra

để sử dụng làm nhiên liệu.

1.3.2. Nhiệt thủy động lực học trong bể nhiên liệu thải

Các quá trình thủy nhiệt học cơ bản trong bể chứa nhiên liệu thải tuân theo lý thuyết

sau [16]:

 Công suất nhiệt phân rã (decay heat loads)

Nhiệt phân rã sinh ra từ các bó nhiên liệu thải trong các khay chứa nhiên liệu (SFRs –

Spent Fuel Racks).

Có ba loại nhiên liệu được lưu trữ trong bể:

- Các bó nhiên liệu đã được tháo dỡ trước đó (offload) (1).

- Các bó nhiên liệu đã được “đốt” hai lần trong lò phản ứng và được tháo dỡ gần đây

(2).

- Các bó nhiên liệu mới được “đốt” một lần và sẽ được tải lại vào lò phản ứng (3).

Các bó nhiên liệu (1) có hoạt độ thấp hơn các bó nhiên liệu mới tải vào và coi như hoạt

độ của các bó nhiên liệu này không đổi trong thời gian đánh giá.

Từ khi tắt lò phản ứng đến khi hoàn tất quá trình tiếp nhiên liệu. Nhiệt phân rã có đóng

góp phần lớn từ các thanh nhiên liệu mới tải vào bể, tuy nhiên nó sẽ giảm nhanh theo thời

gian nên nhiệt phân rã phụ thuộc vào thời gian. Tổng nhiệt lượng sinh ra trong bể nhiên liệu

τ ( )

GEN

thải được tính bằng công thức:

+∑ Q Q R

= 1

(1.1)

Trong đó:

QGEN(τ): công suất nhiệt phân rã tức thời trong bể nhiên liệu thải (MW).

τ : thời gian từ khi tắt lò phản ứng (s).

Qn: công suất nhiệt phân rã của các bó nhiên liệu đã tải trước đó vào bể. Tốc độ sinh

nhiệt của các bó nhiên liệu này được xem không đổi từ khi tắt lò cho đến khi hoàn tất tải

nhiên liệu vào lò phản ứng (MW).

n: số chu kỳ tiếp nhiên liệu.

QR(τ): công suất nhiệt phân rã sinh ra từ các bó nhiên liệu mới được tải vào bể nhiên

liệu thải (MW).

 Sự gia tăng nhiệt độ của nước quanh hốc chứa nhiên liệu (spent fuel pit)

Nhiệt độ của nước trong bể nhiên liệu thải tăng lên do nhiệt từ các bó nhiên liệu sinh

ra. Do đó, nước trong bể cần phải được làm mát kịp thời để duy trì nhiệt độ của bể ổn định.

Nhiệt tức thời sinh ra từ nhiên liệu thải sẽ được hệ thống làm mát và lọc (SFPCPS – Spent

Fuel Pit Cooling and Purification System), hệ thống phun làm mát khẩn cấp (CS/RHRS –

Containment Spray/Residual Heat Removal System) loại bỏ. Sự thay đổi nhiệt độ trong bể

−

τ ( )

− T Q ( )

T ( )

GEN

ENV

được tính bằng công thức:

∂ T ∂ τ

(1.2)

Trong đó:

C: nhiệt dung của nước trong bể nhiên liệu thải (J/K).

T: nhiệt độ của khối nước trong bể nhiên liệu thải (K).

τ: thời gian từ khi tắt lò phản ứng (s).

QGEN(τ) : công suất nhiệt trong bể nhiên liệu thải (MW).

QHX(T) : công suất trao đổi nhiệt của SFPCPS và/hoặc CS/RHRS (MW).

QENV(T) : tốc độ bể tỏa nhiệt vào môi trường (tải nhiệt thụ động) (MW).

−

τ ( )

T ( )

GEN

Khi bỏ qua sự mất nhiệt do tỏa vào môi trường ( QENV(T) = 0) ta có :

∂ T ∂ τ

(1.3)

Nhiệt trong bể nhiên liệu thải được loại bỏ bởi SFPCPS và CS/RHRS là hàm không

tuyến tính theo nhiệt độ của nước trong bể nhiên liệu thải và nhiệt độ của nước làm mát.

× ×

−

)

Công suất trao đổi nhiệt có thể biểu diễn dưới dạng:

= ( ) W T c

p T T ( ci

(1.4)

− T T co ci − T T ci

(1.5)

Trong đó: QHX(T) : công suất trao đổi nhiệt (MW). Wc: lưu lượng nước vòng thứ cấp của bộ trao đổi nhiệt (m3s-1). cp: nhiệt dung riêng của nước (MJm-3K-1).

p: nhiệt độ hiệu dụng (temperature effectiveness) của bộ trao đổi nhiệt.

Tci: nhiệt độ nước vòng thứ cấp khi đi vào bộ trao đổi nhiệt (K).

Tco: nhiệt độ nước vòng thứ cấp khi ra khỏi bộ trao đổi nhiệt (K).

Nhiệt độ hiệu dụng p dùng để đánh giá hiệu suất trao đổi nhiệt của SFPCPS hoặc

CS/RHR. Đối với điều kiện vận hành bộ trao đổi nhiệt p có thể xem như là hằng số (công

suất trao đổi nhiệt chủ yếu phụ thuộc vào lưu lượng nước).

 Thời gian để nước trong hốc chứa nhiên liệu sôi và tốc độ bay hơi

Để đánh giá nhiệt độ nước trong bể nhiên liệu thải ở những điều kiện nhất định như:

bơm làm mát ngừng hoạt động (mất khả năng làm mát chủ động), nước không được tải

)

GEN

+ τ τ ( 0

nhiệt kịp thời sẽ nóng lên theo công thức 1.3. Lúc này có phương trình:

∂ T ∂ τ

(1.6)

Trong đó: τ: thời gian sau khi bể mất khả năng làm mát chủ động (s).

τ0: thời gian kể từ khi lò phản ứng ngừng hoạt động đến khi bể mất khả năng làm mát

(s).

Tốc độ tăng nhiệt của nước trong bể nhiên liệu thải có thể được tính bằng công thức

bằng công thức 1.6. Trong đó, thời gian để nước trong bể nhiên liệu thải sôi được xác định

bằng cách nhân tốc độ tăng nhiệt với sự chênh lệch nhiệt độ giữa nhiệt độ sôi của nước và

(373

)

(373

)

− K T

boil

nhiệt độ của nước trong bể khi mất khả năng làm mát theo công thức sau:

τ ∂ ∂ T

GEN

(1.7)

 Nhiệt độ nước tại các vị trí trong bể nhiên liệu thải

Khi các bó nhiên liệu thải được đưa vào các khay chứa nhiên liệu, cần có khoảng trống

để cho nước di chuyển làm mát nhiên liệu được gọi là các ống làm mát (downcomers). Giữa

các khay với nhau và giữa các khay ở vùng ngoại biên với tường của bể nhiên liệu thải cũng

có khoảng trống để nước có thể được lưu thông làm mát dễ dàng. Phía đáy các khay nhiên

liệu thải được đỡ bằng các tấm đặt cách sàn một khoảng để cho nước có thể lưu thông.

Nhiệt phân rã sinh ra từ các bó nhiên liệu thải lưu trữ trong các khay của bể nhiên liệu

gây ra dòng chảy đối lưu trong các ống làm mát. Nước sẽ làm mát cho nhiên liệu. Để phân

tích tốc độ và lưu lượng chảy, khả năng tải nhiệt tại các vị trí trong bể người ta dùng thủy

động lực học (CFD – Computational Fluid Dynamics) để phân tích.

 Nhiệt độ của thanh nhiên liệu

Sự chênh lệch nhiệt độ giữa bề mặt thanh nhiên liệu và nước xung quanh nó (được gọi

là thanh nhiên liệu dư nhiệt – cladding superheat) làm cho nước nóng lên gây ra hiện tượng

đối lưu. Nước được làm nóng, chảy qua các bó nhiên liệu theo chiều từ dưới lên. Do vận tốc

dòng chảy thấp và đường kính của dòng thủy lực nhỏ nên chất lỏng chảy thành lớp. Do sự

chảy rối làm gia tăng quá trình truyền nhiệt nên thực tế khả năng tải nhiệt cao hơn tính toán

dựa trên sự chảy thành dòng. Quá trình truyền nhiệt chuẩn được đưa ra đối với dòng chảy

= ×

h D

4,364

d /

thành lớp:

(1.8)

Trong đó:

Nu là hệ số Nusselt. h là hệ số truyền nhiệt do đối lưu (Js-1m-2K-1).

Dhyd là đường kính dòng thủy lực (m). kw là suất dẫn nhiệt của chất lỏng (ở đây chất lỏng là nước) (Js-1m-1K-1).

Sử dụng công thức 1.8 tính được hệ số truyền nhiệt do đối lưu.

Trên các thanh nhiên liệu thường có một lớp chất thải cặn (crub) sinh ra trong quá

trình lưu trữ làm ngăn cản sự truyền nhiệt với hệ số Rc.

Hệ số truyền nhiệt toàn phần bao gồm hệ số truyền nhiệt cho đối lưu và hệ số cản

truyền nhiệt của lớp bám được xác định:

1 1 = U h

(1.9)

Trong đó U là hệ số truyền nhiệt toàn phần (Ws-1m-2K-1).

Thông lượng nhiệt cao nhất của thanh (peak rod heat flux) được quyết định bởi lượng

r d o

q o r d

dư nhiệt của các thanh nhiên liệu. Thông lượng nhiệt cao nhất này được tính bởi công thức :

ax A

f sur

(1.10)

Trong đó: qrod là cường độ tỏa nhiệt của thanh (Js-1m-2). Fax là hệ số nhiệt theo trục (axial peaking factor).

Qrod là công suất nhiệt phân rã tối đa tính trên mỗi thanh nhiên liệu (W).

Asurf là diện tích tiếp xúc của nhiên liệu với nước (diện tích bề mặt vỏ bọc thanh nhiên

liệu) (m2).

Công thức (1.10) xác định thông lượng nhiệt cao nhất và hệ số nhiệt theo bán kính

(radial peaking factor) dựa theo nhiệt lượng tỏa ra từ mỗi thanh.

Độ dư nhiệt của thanh nhiên liệu ΔT được xác định bởi thông lượng nhiệt cao nhất và

∆ = T

hệ số truyền nhiệt toàn phần theo công thức:

rodq U

(1.11)

Nhiệt độ cao nhất của nước tại mỗi vùng (tại vùng phía trên cùng của nhiên liệu đang

hoạt động) và thông lượng nhiệt lớn nhất (thường là vùng ứng với độ cao gần giữa của

thanh nhiên liệu) được xét đồng thời. Với hai giá trị cao nhất này sẽ cho độ an toàn lớn nhất

trong việc làm mát cho các bó nhiên liệu do nhiệt độ ở các vùng khác của thanh nhiên liệu

thấp hơn các giá trị này.

1.3.3. Cấu tạo và hoạt động của bể nhiên liệu thải

1.3.3.1. Cấu trúc của bể nhiên liệu thải

Các bể nhiên liệu thải có nhiều thiết kế nhưng chúng đều mang đặc điểm chung là hầu

hết chúng đều được đặt bên ngoài cấu trúc chứa lò phản ứng và có khả năng chịu áp suất

cao.

Một số bể nhiên liệu thải được xây dựng bên dưới trong khi số khác lại được đặt ở trên

cùng của lò phản ứng.

Đối với lò nước sôi (BWR), thùng lò được thiết kế cao hơn so với lò nước áp lực

(PWR). Do đó, bể chứa nhiên liệu thải cũng được thiết kế cao hơn. Hình 1.22 là sơ đồ thiết

kế chung của 22 lò BWR Mark I đang hoạt động tại Hoa Kỳ.

Hình 1.22. Cấu trúc lò phản ứng G.E. Mark I BWR [21]

Hình 1.23. Sơ đồ mặt cắt nhà máy điện hạt nhân kiểu nước nhẹ áp lực (PWR) [21]

Bể chứa nhiên liệu thải của lò PWR được đặt trong các tòa nhà liền kề tòa nhà chứa lò

phản ứng như hình 1.23. Một số nhà máy điện hạt nhân xây dựng các cấu trúc khác xung

quanh bể chứa để che chắn, hạn chế nguy cơ tấn công từ góc thấp.

Thượng tầng của bể nhiên liệu thải thường xây dựng bằng thép, tòa nhà được thiết kế

kiểu công nghiệp với các hệ thống cần trục (làm bằng thép công nghiệp thông thường) để di

chuyển các thành phần của lò phản ứng, các bó nhiên liệu và các thùng chứa nhiên liệu. Cấu

trúc của bể nhiên liệu thải được thiết kế có thể chịu được các cơn địa chấn lớn. Tuy nhiên,

bể nhiên liệu thải không thể tránh thiệt hại khi bị các vật phóng ra từ các cơn lốc xoáy lớn

(như ô tô, trụ điện thoại…) (vì lúc này có tác động đến bể dưới góc thấp – theo chiều ngang)

hay khủng bố.

Một bể chứa nhiên liệu điển hình có độ sâu 40 feet (12 m) và thường có hình lập

phương. Các bức tường của bể được xây dựng bằng bê tông cốt thép có độ dày từ 4-8 feet

(1,2-2,4 m). Bể chứa được bọc lớp thép không gỉ dày ¼ đến ½ inch (6-13mm), lớp thép này

được cố định vào bê tông bằng các đinh tán. Dưới bể là các kệ lưu trữ các bó nhiên liệu.

Một số bể có ngăn riêng để chứa nhiên liệu trong quá trình nạp và dỡ nhiên liệu.

Hình 1.24. Bố trí giá chứa nhiên liệu và mức nước trong bể nhiên liệu thải

Kệ lưu trữ cao khoảng 13 feet (4m) và được đặt gần dưới cùng của bể chứa. Các giá

đỡ có chân để có khoảng không gian giữa đáy kệ và sàn của bể. Ngoài ra còn có không gian

giữa các thành bên của kệ và tường của bể để đảm bảo nước được tuần hoàn dễ dàng. Mức

nước dày 26 feet (8 m) tính từ đỉnh kệ đến mặt nước cung cấp khả năng che chắn bức xạ

đáng kể ngay cả trong quá trình vận chuyển nhiên liệu vào kệ hoặc tải nhiên liệu vào lò

phản ứng (hình 1.24).

Bộ phận dỡ, vận chuyển nhiên liệu vào bể nhiên liệu thải và các bộ phận phụ trợ cho

bể được bố trí như trong hình 1.25 và 1.26.

Hình 1.25. Sơ đồ khối của bể chứa nhiên liệu thải và các bộ phận phụ trợ [13]

Hình 1.26. Sơ đồ cắt lớp bể nhiên liệu thải và hệ thống chuyển nhiên liệu [5]

1.3.3.2. Hệ thống làm mát trong bể nhiên liệu thải

Hình 1.27. Sơ đồ hoạt động của bể nhiên liệu thải [19]

Hệ thống làm mát chính của bể chứa nhiên liệu thải (SFPCS – Spent Fuel Pool

Cooling System) có sơ đồ như hình 3.1 bao gồm:

- Các máy bơm (motor-driven pumps)

- Một bộ trao đổi nhiệt (heat exchanger)

- Một bộ tản nhiệt cuối cùng (ultimate heat sink)

- Một bể chứa nước bổ sung (makeup tank)

- Một bộ lọc (filtration system)

- Các van điều tiết (isolation valves).

Khi hệ thống SFPCS vận hành, nước trong bể nhiên liệu thải được hai máy bơm vòng

tuần hoàn sơ cấp bơm vào bộ trao đổi nhiệt, tại đây nước được làm mát, sau đó nước được

đi qua bộ lọc để lọc bỏ “chất cặn” rồi bơm trở về bể nhiên liệu thải. Hai máy bơm ở vòng

tuần hoàn thứ cấp sẽ “bơm nhiệt” từ bộ trao đổi nhiệt đến bộ tản nhiệt bằng khí.

Bể chứa nước bổ sung có bơm vận hành bằng tay để bổ sung lượng nước thất thoát do

bay hơi. Trong trường hợp bể nhiên liệu thải bị mất chất làm mát kéo dài, để phòng ngừa

“cháy nhiên liệu” người ta sử dụng hệ thống bơm ngừa cháy nhiên liệu khẩn cấp. Hệ thống

bơm này bao gồm hai bơm ngừa cháy nhiên liệu (firewater pump): một máy bơm điện

(electric fire pumps) và một bơm diesel (diesel-driven). Hệ thống bơm này gắn với hệ thống

vòi phun cứu hỏa được bố trí như hình 1.28.

Hình 1.28. Vị trí đặt vòi bơm ngừa hỏa hoạn trong bể nhiên liệu thải [25]

Dưới đây là thông tin giả định về một bể nhiên liệu thải điển hình:

- Bơm bổ sung (makeup-pump): 20-30 gpm (gallon per minute)

- Bơm ngừa hỏa hoạn (firewater pump): 100-200 gpm

- Công suất bơm ngừa hỏa hoạn (fire engine): 100-250 gpm (phụ thuộc vào kích thước

của vòi bơm nước: vòi 1 ½ inch lưu lượng là 100 gpm còn với vòi 2 ½ inch là 250

gpm)

Các nhân viên điều hành bể nhiên liệu thải đi kiểm tra quanh khu vực bể nhiên liệu

thải một lần mỗi ca (một ca 8-12 giờ). Mức nước trong bể được theo dõi thường xuyên qua

một thanh đo trong bể để có biện pháp xử lý kịp thời khi mức nước trong bể giảm xuống.

1.3.3.3. Hệ thống lọc khí trong bể nhiên liệu thải

Bộ thông gió của bể chứa nhiên liệu thải (venting) kiểm soát việc lưu thông không khí

nhằm duy trì nhiệt độ, áp suất, độ ẩm, nồng độ…

Khí Iốt thoát ra từ các bó nhiên liệu thải phát tán vào không khí trong bể sẽ được bộ

lọc khí hiệu suất cao (HEPA – High-Efficiency Particulate Air) sử dụng than làm chất hấp

thụ để loại bỏ khí phóng xạ này.

Do đồng vị I-131 có chu kỳ bán rã 8 ngày (dài nhất trong các đồng vị Iốt phóng xạ)

nên sau khoảng 60 ngày từ khi tải nhiên liệu thải vào bể, lượng Iốt còn lại không đáng kể

nên việc lọc Iốt lúc này cũng không còn cần thiết.

Để giảm sự tích tụ hơi ẩm trên bộ hút bám (adsorbers) và bộ lọc HEPA bể được trang

bị một bổ sưởi hoạt động ít nhất 31 ngày kể từ khi nhiên liệu thải được tải vào bể [24].

1.3.3.4. Thành phần và vật liệu của bể nhiên liệu thải

Thép không gỉ là vật liệu chính trong bể nhiên liệu thải, được dùng làm các khay lưu

trữ nhiên liệu, đường ống và thiết bị xử lý nhiên liệu bị ăn mòn. Theo nghiên cứu được tiến

hành ở các nước Nhật Bản, Hàn Quốc và Anh thì sự ăn mòn xảy ra ở thép không gỉ là rất

nhỏ [9].

 Lớp lót của bể chứa

Bể nhiên liệu thải được xây dựng bằng bê tông cốt thép, bên trong được lót thép hoặc

lớp phủ bê tông với nhựa epoxy.

Trong các bể lưu trữ nhiên liệu thải từ lò phản ứng nước nhẹ, người ta sử dụng thép

không gỉ làm lớp lót trong khi các bể của lò CANDU (CANada Deuterium Uranium) sử

dụng cả thép không gỉ và lớp phủ epoxy. Tất cả các bể lưu trữ nhiên liệu thải ngoài nhà máy

đều sử dụng thép không gỉ làm lớp lót (Pháp, Phần Lan, Nhật Bản, Nga, Thụy Điển…) riêng

Anh sử dụng bê tông phủ epoxy trong các bể lưu trữ nhiên liệu thải ngoài nhà máy.

 Phát hiện rò rỉ trong bể chứa

Thiết kế của bể nhiên liệu thải nhằm đảm bảo hạn chế nước rò rỉ cả về lượng nước và

tần số rò rỉ đồng thời dễ dàng phát hiện rò rỉ dù nhỏ.

 Vật liệu hấp thụ nơtron

Có hai loại vật liệu hấp thụ nơtron được sử dụng trong bể lưu trữ nhiên liệu:

- Chất lỏng

- Chất rắn

Trong các bể chứa nhiên liệu thải từ phản ứng nước nhẹ áp lực (kể cả các lò VVER –

Vodo Vodyanoi Energetichesky Reactor) chất hấp thụ lỏng được sử dụng là nước Bo.

Bể nhiên liệu thải của các lò phản ứng kiểu BWR, CANDU, và RBMK chỉ sử dụng

nước tinh khiết.

Trong nhiều thiết kế bể nhiên liệu thải, vật liệu rắn được sử dụng để hấp thụ nơtron

nhằm đảm bảo mức nơtron ở các khay chứa nhiên liệu không thể đạt trạng thái tới hạn (k ≥

1). Có nhiều vật liệu rắn được phát triển để làm chất hấp thụ nơtron.

- Boraflex

- Boral

- Hợp kim nhôm – bo

- Hợp kim thép không gỉ – bo

- Cadminox

Boraflex, có chứa 25-40% B4C là một chất kết dính cao su silicon đã được phát triển

từ năm 1970. Vật liệu này có thể được phủ lên các tấm hoặc ống để hấp thụ nơtron.

Boral bao gồm các hạt Bo cacbua trong nhôm tinh khiết và được sử dụng rộng rãi làm

chất hấp thụ nơtron. Tuy nhiên, loại vật liệu hấp thụ nơtron này sinh ra hyđrô khi dùng trong

các bể lưu trữ nhiên liệu thải.

Hợp kim thép không gỉ – Bo là hợp kim chứa đến 19% Bo tự nhiên (thường sử dụng

Bo-10). Đây là vật liệu hấp thụ nơtron tốt với tỷ lệ ăn mòn thấp và có tính ổn định cao khi

bị chiếu xạ. Tuy nhiên việc bổ sung nhiều Bo làm cho vật liệu giòn hơn và khó khăn trong

việc sản xuất nhằm đảm bảo Bo phân tán đồng đều trong khối vật liệu làm. Bên cạnh đó chi

phí làm giàu Bo-10 làm cho giá thành sản phẩm tăng lên đáng kể. Hợp kim thép không gỉ –

Bo là vật liệu hấp thụ nơtron tốt nhất và được sử dụng nhiều dù vật liệu này cũng mắc nhất.

Cadminox là vật liệu hấp thụ nơtron được phát triển gần đây và sử dụng Cadmi (thay

cho Bo) được đựng trong một bình kín.

1.3.3.5. Nước trong bể chứa nhiên liệu thải

Trong việc lưu trữ nhiên liệu thải trong bể, nước đóng vai trò chất làm mát để giữ cho

nhiên liệu ở nhiệt độ an toàn. Việc này giúp cho nhiên liệu giữ được sự nguyên vẹn. Nước

còn giúp che chắn phóng xạ, giúp duy trì phóng xạ ở mức cho phép. Chất lượng nước trong

các bể chứa nhiên liệu thải luôn được duy trì ở trạng thái tinh khiết cao nhằm hạn chế tối đa

sự ăn mòn. Ngoài ra, việc kiểm soát sự phát triển của các loài vi sinh vật (chẳng hạn như

tảo) cũng được chú trọng nhằm hạn chế sự mất nước. Ngoài ra, các yêu cầu về chất lượng

nước còn phụ thuộc vào loại nhiên liệu được lưu trữ trong bể (CANDU, AGR, MAGNOX –

gọi theo tên hợp kim làm vỏ nhiên liệu, PWR, BWR, RBMK hoặc VVER) và chế độ kiểm

soát an toàn của nhiên liệu (nhiên liệu để trần hay để trong các thùng chứa). Mỗi loại sẽ có

những tiêu chuẩn an toàn khác nhau cho nước về thành phần hóa học, nhiệt độ nước, thiết bị

xử lý và theo dõi chất lượng nước.

 Nhiệt độ của nước Nhiệt độ bình thường trong các bể lưu trữ nhiên liệu thải khoảng 450C (tối đa 650C ở

Hàn Quốc) [9]. Việc duy trì nhiệt độ trong bể phù hợp nhằm giảm khả năng phát tán phóng

xạ từ nhiên liệu bị lỗi, giảm thiểu sự phát triển của vi khuẩn và giảm độ ẩm trong khu

vực lưu trữ.

Đối với các bể nhiên liệu thải ngoài nhà máy, do công suất nhiệt phân rã từ nhiên liệu

thấp (nhiên liệu đã được lưu trữ thời gian dài trước đó) nên nhiệt độ nước trong bể thường thấp hơn 400C.

 Thành phần hóa học của nước

trong nhà

Loại nhiên liệu Loại bể

trong nhà

CANDU Bể máy (AR)

AGR Bể máy (AR)

ngập

MAGNOX Bể máy (AR)

vơi

RBMK Bể máy (AR)

khử

Nước Borat

khử

Thùng chứa nhiên liệu (nếu có) Làm mát

khử

Bể ngoài nhà máy (AFR) Thùng (Ullaged)

khử

Nước khoáng 6,9 200 µS/m

dẫn

Bể ngoài nhà máy (AFR)a Thùng (Flooded) Nước khoáng 13 -

11,5 < 200 µS/m

11,4b -

Nước khoáng 5,5 – 8 300 µS/m

Bể ngoài nhà máy (AFR) Bình chứa đầy nước Nước khoáng 6 – 7,5 -

0,5 ppm 0,02 ppm 0,06 ppm 0,1 ppm 0,003 MBq/m3 9 MBq/m3

0,5 ppm 0,5 ppm - - 10 MBq/m3 40 MBq/m3

< 0,5 – 1,2 ppm 0,9 ppm - - 29,4 MBq/m3 c 29,5 MBq/m3

< 0,1 ppm < 0,4 ppm < 0,5 ppm - 0 – 60 MBq/m3 0 - 60 MBq/m3

0,4 ppm 0,6 ppm - - 20 MBq/m3 20 MBq/m3

0,1 ppm - 0,1 ppm - 5 MBq/m3 5 MBq/m3

Bảng 1.4. Thành phần hóa học thông thường của nước trong các loại bể nhiên liệu thải [9]

0,05 – 0,1 ppm - -

pH Suất (conductivity Clorua Sunfat Florua Na+ và Ca2+ Cs-137 Hoạt độ nước Loại nhiên liệu Loại bể

trong nhà

Bể ngoài nhà máy (AFR)

VVER Bể máy (AR)

Bể ngoài nhà máy (AFR)

PWR và LWR Bể máy (AR)

hợp

Bể CLAB

Bể La Hague

Trường thông thường

chứa

Làm mát

Nước Borat

khử

Borat

khử

Nước khoáng

Bể THORPd Thùng MEBe Nước khoángf

4,3 – 6,5 1000 µS/m

dẫn

5,5 – 7 200 µS/m

Nước (PWR) khử Nước khoáng (BWR) 4,5 – 5,5

4 – 6 100 – 350 µS/m

5 – 6 < 100 µS/m

5 – 5,4 130 µS/m

6,2 – 7,5

pH Suất (conductivity Clorua Sunfat Florua

< 0,1 ppm < 0,1 ppm < 0,1 ppm

< 0,005 ppm < 0,005 ppm < 0,005 ppm

< 0,005 ppm 0,01 ppm 0,05 ppm

0,4 ppm 0,6 ppm

<0,5ppm 10 MBq/m3 40 MBq/m3

< 0,1 ppm 1 MBq/m3 40 MBq/m3

0,15 ppm 0,15 ppm 0,15 ppm (Hàn Quốc) 20 MBq/m3

<0,5 ppm 5 - 20 MBq/m3

< 0,001 ppm 0,02 MBq/m3 10 MBq/m3

< 0,03 ppm - 12 MBq/m3

4,1 MBq/m3 4,2 MBq/m3

Na+ và Ca2+ Cs-137 Hoạt độ nước

a bể chứa sạch, bể không có hệ thống trao đổi ion. Nồng độ ion trong bể được làm giảm xuống ở một hệ thống riêng biệt trước khi xả ra biển. b pH được kiểm soát bên trong các thùng chứa, không kiểm soát trong bể. c bể có chứa một lượng nhỏ nhiên liệu bị rò rỉ. d bể chứa sạch, bể không có hệ thống trao đổi ion. Nồng độ ion trong bể được làm giảm xuống ở một hệ thống riêng biệt trước khi xả ra biển. e bể có chứa nhiên liệu AGR trong các thùng chứa, có thể chứa nước khử ion hóa hoặc borat.

Việc kiểm soát thành phần hóa học của nước giữ vai trò quan trọng trong việc lưu trữ

ướt. Đối với mỗi loại lưu trữ thì việc tối ưu hóa thành phần hóa học trong nước có thể giúp

ngăn chặn sự ăn mòn của vỏ bọc nhiên liệu (bảng 1.4). Trong trường hợp lưu trữ nhiên liệu

bị lỗi, bể chứa vẫn đảm bảo an toàn lâu dài nếu thành phần hóa học trong nước được duy trì

phù hợp với các yêu cầu cụ thể cho nhiên liệu đó.

 Kiểm soát chất lượng nước

Mục tiêu của kiểm soát chất lượng nước là duy trì các điều kiện cần thiết để giảm thiểu

sự ăn mòn vỏ bọc các thanh nhiên liệu và đảm bảo nồng độ của các thành phần phóng xạ

trong nước ở mức an toàn. Việc đánh giá chất lượng hóa học của nước trong bể thông qua

việc giám sát các thông số về:

- Độ pH

2-)

- Suất dẫn (điện)

- Độ đục của nước - Các thành phần hóa học ( Cl–, F, SO4

- Hoạt độ của các đồng vị

Việc kiểm tra hoạt động của nước được tiến hành hàng tuần. Trong khi đó, ở một số hệ

thống việc kiểm tra beta/gama có thể được thực hiện hàng ngày nhờ các thiết bị được cài đặt

sẵn. Phân tích thành phần hóa học của nước được thực hiện mỗi tháng. Một số bể được

kiểm tra mức florua, clorua và sulfat tiến hành hàng tuần (La Hague ở Pháp, Sellafield tại

Vương quốc Anh).

 Xử lý nước

Việc xử lý nước trong các bể lưu trữ nhiên liệu thải là cần thiết nhằm duy trì thành

phần hóa học, hạn chế sự ăn mòn vỏ nhiên liệu và giảm sự tích tụ chất thải cặn trong các

ống dẫn. Ngoài ra, xử lý nước còn tránh sự gia tăng của các loài vi sinh vật có thể làm giảm

chất lượng nước.

Việc xử lý nước bao gồm việc xử lý cơ học và xử lý hóa học:

- Xử lý cơ học nhằm loại bỏ các vật liệu rắn có trong bể và thường sử dụng các bộ lọc

(lớp tráng, cát hoặc các bộ lọc cơ khí).

- Xử lý hóa học được thực hiện bằng việc trao đổi ion (sử dụng nhựa cation và anion).

Các loại nhựa trao đổi ion này có thể được tái sinh. Một số bể được trang bị bộ trao

đổi ion dưới nước (như bộ trao đổi ion Nymphea của Pháp). Việc này giúp hạn chế

việc xử lý các chất phóng xạ bên ngoài bể đồng thời giảm thiểu việc tiếp xúc của con

người với các chất phóng xạ.

Tùy theo loại nhiên liệu và tình trạng nhiên liệu mà việc xử lý nước được tiến hành

khác nhau. Nếu bể lưu trữ chứa các bó nhiên liệu thải nguyên vẹn thì hệ thống lọc tập trung

xử lý các sản phẩm ăn mòn (như Co, Ag, Mg). Trong trường hợp bể lưu trữ nhiên liệu bị lỗi

thì các sản phẩm phân hạch (Cs, I, Sr) bị rò rỉ ra nước nên hệ thống lọc phải tập trung xử lý.

Lượng nước xử lý mỗi ngày phụ thuộc vào hoạt độ của nhiên liệu trong bể. Đối với

nhiên liệu được lưu trữ trong các thùng chứa kín thì khả năng xử lý nước khá hạn chế.

Đối với bể nhiên liệu thải trong nhà máy và ngoài nhà máy, hoạt độ phóng xạ trong nước được duy trì dưới 100 MBq/m3. Việc duy trì hoạt độ nước trong bể nhiên liệu thải ở

mức chấp nhận được nhằm hạn chế liều chiếu đối với nhân viên điều hành hoạt động của bể.

Vào mùa hè, một số trường hợp xuất hiện vi sinh vật, tảo phát triển đáng kể gây ra ô

nhiễm sinh học (biofouling) . Việc chống ô nhiễm sinh học được thực hiện bằng cách làm

sạch bể và bộ trao đổi nhiệt, tiêu hủy quần áo bảo hộ đã sử dụng, chất diệt sinh vật hyđrô

peôxít nồng độ lên đến 1000 ppm được thêm vào bể nhiên liệu thải.

Các tiêu chí sau đây được chấp nhận trong việc phân tích an toàn của bể nhiên liệu thải

1.3.3.6. Yêu cầu an toàn bể nhiên liệu thải

[16]:

1. Trong trường hợp bể chứa nhiên liệu thải tải một nửa lượng thanh nhiên liệu từ lò

phản ứng và bể có hai hệ thống làm mát và lọc (SFPCPS – Spent Fuel Pit Cooling and

Purification System) – ví dụ trường hợp một hệ thống bị hư hỏng – nhiệt độ cao nhất của nước không được vượt quá 1200F (48,90C).

2. Trong trường hợp bể chứa nhiên liệu thải tải một nửa lượng thanh nhiên liệu từ lò

phản ứng và bể có một hệ thống làm mát và lọc – ví dụ trường hợp xấu nhất là hệ thống bị hư hỏng – nhiệt độ cao nhất của nước không được vượt quá 1400F (600C).

3. Trong trường hợp bể chứa nhiên liệu thải tải toàn bộ thanh nhiên liệu từ lò phản ứng

và bể có hai hệ thống bơm nước bổ sung và loại bỏ nhiệt (CS/RHRS – Containment

Spray/Residual Heat Removal System) – ví dụ trường hợp một hệ thống bị hư hỏng – nhiệt độ cao nhất của nước không được vượt quá 1200F (48,90C).

4. Trong trường hợp bể chứa nhiên liệu thải tải toàn bộ thanh nhiên liệu từ lò phản ứng

và bể có một hệ thống bơm nước bổ sung và loại bỏ nhiệt (CS/RHRS – Containment

Spray/Residual Heat Removal System) – ví dụ trường hợp xấu nhất hệ thống bị hư hỏng – nhiệt độ cao nhất của nước không được vượt quá 1400F (600C).

5. Trong trường hợp bể chứa nhiên liệu thải tải toàn bộ thanh nhiên liệu từ lò phản ứng

và bể có một hệ thống làm mát và lọc (SFPCPS – Spent Fuel Pit Cooling and Purification

System) và hai hệ thống bơm nước bổ sung và loại bỏ nhiệt (CS/RHRS – Containment

Spray/Residual Heat Removal System) – ví dụ trường hợp xấu nhất hệ thống làm mát và lọc bị hư hỏng – nhiệt độ cao nhất của nước không được vượt quá 1400F (600C).

6. Trong trường hợp bể chứa nhiên liệu thải tải toàn bộ thanh nhiên liệu từ lò phản ứng

và bể có một hệ thống làm mát và lọc (SFPCPS – Spent Fuel Pit Cooling and Purification

System) và một hệ thống bơm nước bổ sung và loại bỏ nhiệt (CS/RHRS – Containment

Spray/Residual Heat Removal System) – ví dụ trường hợp mất điện ngoại vi (LOOP – Loss of Offsite Power) – nhiệt độ cao nhất của nước không được vượt quá 1400F (600C).

7. Trường hợp xảy ra tai nạn và chỉ có một hệ thống lọc và làm mát hoạt động (nhờ

một nguồn cung cấp điện dự phòng (EPS – Emergency Power Source)) thì nhiệt độ của nước trong bể không được vượt quá 2000F (93,30C).

8. Thời gian tối thiểu để nước sôi trong trường hợp mất khả năng làm mát chủ động

phải đủ để thực hiện các hành động khắc phục trước khi nước trong bể nhiên liệu thải bị sôi

dẫn đến hậu quả nghiêm trọng.

9. Nhiệt độ tối đa của nước tại một vùng nào đó trong bể nhiên liệu thải phải thấp hơn

nhiệt độ bão hòa của nước ở độ sâu đó.

10. Nhiệt độ tối đa của vỏ bọc thanh nhiên liệu phải thấp hơn nhiệt độ bão hòa của

nước ở độ sâu tương ứng.

1.3.4. Khả năng lưu trữ và tính an toàn của bể nhiên liệu thải

1.3.4.1. Khả năng lưu trữ của bể nhiên liệu thải

Đối với các lò LWR, Zicaloy được sử dụng làm vỏ nên xét về mặt kỹ thuật thì thời

gian lưu trữ trong các bể nhiên liệu thải gần như không giới hạn. Tuy nhiên khả năng lưu trữ

của bể có hạn (do nhu cầu lưu trữ ngày càng cao – xem hình 1.29) và hình thức lưu trữ trong

bể không kinh tế bằng các hình thức lưu trữ khác. Bên cạnh đó, khi nhà máy điện hạt nhân

hết thời gian hoạt động, phải đóng cửa thì bể nhiên liệu thải này cũng phải đóng cửa cùng

với lò phản ứng. Trong những trường hợp này, công nghệ lưu trữ khô có thể được sử dụng

hoặc nhiên liệu sẽ được chuyển đến một bể chứa tập trung khác.

Hình 1.29. Đồ thị so sánh tình hình lưu trữ nhiên liệu thế giới năm 1990 và năm

2000 [12]

1.3.4.2. Các hư hại bình thường của bể nhiên liệu thải [9]

Vấn đề quan tâm nhất trong các bể nhiên liệu thải là tình trạng vỏ bọc nhiên liệu và lớp

lót bị ăn mòn. Vỏ nhiên liệu chủ yếu làm bằng Zicaloy và thép không gỉ, các vật liệu này đã được chứng minh là không nhạy cảm với các quá trình ăn mòn khi nhiệt độ dưới 600C. Do

đó, việc ăn mòn gian lưu trữ nhiên liệu thải trong điều kiện thường là không đáng kể.

Áp suất trong nhiên liệu thải khá thấp khi ở nhiệt độ bình thường của bể chứa. Do đó,

khả năng nhiên liệu bị biến dạng là không đáng kể. Sự phân bố của hyđrô trong thanh nhiên

liệu cũng ở trạng thái ổn định trong điều kiện bình thường của bể lưu trữ. Tuy nhiên, khi

điều kiện trong bể chứa thay đổi, giả sử thuộc tính hóa học của bể có nồng độ clorua gia

tăng (đạt 1mg/kg) và hyđrô peôxít (đạt 3mg/kg) sẽ bắt đầu xuất hiện sự ăn mòn Zr 1% Nb

tại vị trí các miếng đệm thép không gỉ.

Theo dữ liệu lưu trữ nhiên liệu từ lò phản ứng nước nhẹ trong 30 năm thì việc hợp kim

này bị ăn mòn là rất thấp (hầu như không thể đo được) do đó việc lưu trữ nó có thể đạt trên

100 năm mà không gặp các vấn đề rò rỉ do ăn mòn lớp vỏ.

Đối với nhiên liệu AGR có vỏ làm bằng thép không gỉ từ hợp kim Niobi cũng được

lưu trữ an toàn trong các bể nhiên liệu thải (có nơi đã lưu trữ 17 năm). Tuy nhiên, các biện

pháp an toàn phải được thực hiện thường xuyên để tránh nguy cơ vỏ bọc bị ăn mòn. Ở Anh,

từ năm 1986, người ta làm giảm thiểu nguy cơ ăn mòn này bằng cách sử dụng Natri

hyđrôxít làm chất ức chế ăn mòn.

Với 18 lò phản ứng hạt nhân đang sử dụng nhiên liệu MOX ở châu Âu, ngành công

nghiệp MOX đã sử dụng những lý thuyết và kinh nghiệm về lưu trữ nhiên liệu thải nhằm cải

tiến nhiên liệu của mình. Thuộc tính của nhiên liệu MOX thải ra tương tự như UO2 thải xét

về sự ăn mòn vỏ bọc và áp lực trong thanh nhiên liệu. Tuy nhiên, nhiên liệu MOX có nhiệt

phân rã lớn hơn và bức xạ mạnh hơn.

Qua những phân tích trên cho thấy phương pháp lưu trữ ướt rất hiệu quả và an toàn

trong việc lưu trữ nhiên liệu thải, đặc biệt là nhiên liệu có hoạt độ phóng xạ mạnh.

1.3.4.3. Các sự cố có thể xảy ra với bể nhiên liệu thải

Có nhiều sự cố có thể xảy ra đối với bể chứa nhiên liệu thải, chúng tôi chỉ đề cập đến

hai sự cố có khả năng xảy ra cao nhất là sự cố mất chất làm mát và sự cố mất điện.

 Sự cố mất chất làm mát (LOCA)

Các bể chứa bể nhiên liệu thải được thiết kế để chịu được các trận động đất lớn nhưng

có thể bị hư hại một phần hoặc toàn bộ bởi một cuộc tấn công khủng bố hoặc lốc xoáy. Việc

hư hại bể nhiên liệu thải sẽ làm mất chất làm mát (LOCA – Loss Of Coolant Accident) dẫn

đến những hậu quả nghiêm trọng: ngay lập tức mức độ bức xạ ion hóa tăng cao. Khi mức

nước trong bể giảm xuống còn khoảng hơn 3 m thì các đỉnh của nhiên liệu sẽ bị lộ ra, các tia

bức xạ cường độ cao sẽ không được che chắn, nhưng lúc này hệ thống che chắn của bể

nhiên liệu thải sẽ được kích hoạt bởi các nhân viên nhà máy, đồng thời nước sẽ được đưa bổ

sung vào trong bể.

Khi mức nước trong bể giảm đồng nghĩa với khả năng làm mát nhiên liệu của bể giảm,

đặc biệt khi mức nước hạ xuống dưới nhiên liệu. Lúc này nhiệt độ nhiên liệu tăng lên rất

cao, đẩy nhanh quá trình oxy hóa vỏ bọc Zicaloy của nhiên liệu. Phản ứng ôxy hóa này có

thể xảy ra khi có không khí, hơi nước và tỏa nhiều nhiệt làm cho nhiệt độ thanh nhiên liệu

tăng rất nhanh. Bên cạnh đó, phản ứng này cũng tạo ra một lượng lớn hyđrô:

- Phản ứng trong không khí: Zr + O2 → ZrO2

Nhiệt sinh ra: 1,2x107 J/kg

- Phản ứng với hơi nước: Zr + 2H2O → ZrO2 + 2H2

Nhiệt sinh ra: 5,8x106J/kg

Các phản ứng oxy hóa có thể trở thành phản ứng tự duy trì nếu trong bể có sẵn hơi

nước và không khí (tuy nhiên, phản ứng này chưa thể xảy ra khi nhiên liệu lưu trữ còn ở

dưới mức nước của bể do việc làm mát của nước ngăn cho nhiên liệu không đạt được nhiệt

độ phản ứng).

Do lượng nhiệt sinh ra từ các phản ứng ôxy hóa rất lớn (lớn hơn cả lượng nhiệt do

phân rã phóng xạ gây ra) làm cho nhiên liệu luôn ở nhiệt độ cao (có thể lên đến hàng ngàn

độ C). Việc này càng làm cho phản ứng oxy hóa xảy ra rất dễ dàng kết quả là vỏ Zircaloy

bốc cháy (Zirconium cladding fire) nó giống như hiện tượng bốc cháy xảy ra trên bề mặt

[21].

Khi nhiệt độ thanh nhiên liệu tăng lên, áp suất khí bên trong các thanh nhiên liệu cũng

tăng và cuối cùng tạo thành các bóng khí trong thanh nhiên liệu và phá vỡ thanh. Khi nhiệt độ cao hơn (khoảng 1800oC), các thanh Zircaloy phản ứng với nhiên liệu Urani ôxít để tạo

thành giai đoạn phản ứng phức tạp có chứa ôxít Zirconi-Urani nóng chảy. Lớp nóng chảy

này sẽ phá hủy hoàn toàn thanh nhiên liệu, phát tán khí phóng xạ trong nhà máy và có thể ra

ngoài môi trường. Nếu không được ngăn chặn kịp thời, ngọn lửa sẽ lan rộng sang các bó

nhiên liệu khác trong bể nhiên liệu thải, kết quả là cháy Zicaloy [21].

Phản ứng nhiệt độ cao của Zirconi với hơi nước đã được mô tả kỹ từ năm 1960. Vụ tai

nạn tại lò phản ứng số 2 của nhà máy điện Three Mile Island và một số thí nghiệm khác đã

cung cấp cơ sở cho sự hiểu biết về hiện tượng cháy Zicaloy và các sản phẩm phân hạch bị

phát tán trong phản ứng này. Sự hiểu biết và dữ liệu từ các thí nghiệm làm cơ sở cho việc

mô phỏng các tai nạn trên máy tính.

 Sự cố mất điện (loss of AC power)

Không diễn biến nhanh như sự cố mất chất làm mát, khi sự cố mất điện xảy ra, hệ

thống trao đổi nhiệt của bể chứa nhiên liệu thải ngưng hoạt động. Nhiệt phân rã từ các bó

nhiên liệu thải làm cho nước nóng dần lên, sôi và bốc hơi. Thời gian sôi có thể từ vài giờ

đến vài tuần tùy theo công suất nhiệt phân rã trong bể. Khi nước bay hơi làm lộ nhiên liệu ra

ngoài không khí, vỏ bọc Zicaloy sẽ phản ứng với ôxi và hơi nước sinh ra hyđrô. Do không

còn nước che chắn phóng xạ nên hoạt độ phóng xạ ở bể và khu vực xung quanh tăng cao

cùng với việc các chất phóng xạ bị rò rỉ gây nguy hiểm với sức khỏe của nhân viên nhà

máy, dân cư xung quanh và cộng đồng.

Sự cố mất điện đối với bể chứa nhiên liệu đã xảy ra ở nhà máy Fukushima vào năm

2011 nên chúng tôi sẽ tập trung phân tích sự cố này ở chương 3.

CHƯƠNG 2. GIỚI THIỆU VỀ PHẦN MỀM PCTRAN/ SFP CỦA

MICRO-SIMULATION TECHNOLOGY

Chương này giới thiệu về phần mềm PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1 mô phỏng bể

chứa nhiên liệu thải từ lò phản ứng nước nhẹ áp lực hai vòng (PWR – 2 loops). Đây là kiểu

lò thiết kế bởi Westinghouse. Bên cạnh đó chúng tôi sẽ chỉ rõ giao diện, cách vận hành

chương trình và các thông số đầu vào của chương trình.

2.1. Giới thiệu phần mềm PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1

Nhằm hỗ trợ công tác tìm hiểu, nghiên cứu và đào tạo nhân lực về điện hạt nhân cho

các nước có nhu cầu phát triển nguồn năng lượng này, cơ quan Năng lượng Nguyên tử Quốc

tế (IAEA) đã đặt hãng MST (Micro Simulation Technology) viết phần mềm PCTRAN. Đây

là gói phần mềm đóng và được IAEA cung cấp cho một số nước trong đó có Việt Nam.

PCTRAN (Personal Computer Transient Analyzer) là phần mềm mô phỏng nhà máy

điện hạt nhân được viết dựa trên những kiến thức về vật lí lò phản ứng, nhiệt thủy lực, hệ

thống điều khiển… kết hợp với đồ họa vi tính. Phần mềm này có nhiều phiên bản được thiết

kế riêng cho các kiểu lò phản ứng hạt nhân khác nhau và được viết để chạy trên các máy

tính cá nhân.

PCTRAN/ SFP (Personal Computer Transient Analyzer/ Spent Fuel Pool) là gói phần

mềm đi kèm với gói mô phỏng lò phản ứng. PCTRAN/ SFP mô phỏng bể chứa nhiên liệu

thải từ lò phản ứng và được thiết kế riêng đối với mỗi kiểu lò phản ứng mà nó đi kèm.

Trong luận văn này chúng tôi sử dụng gói phần mềm PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1

mô phỏng bể chứa nhiên liệu thải của nhà máy điện hạt nhân nước nhẹ áp lực 2 vòng (PWR

– 2 loops). Lò phản ứng này có công suất 1800 MWt (600 MW). Bể chứa nhiên liệu thải

được xây dựng ngay bên cạnh tòa nhà chứa lò phản ứng.

2.2. Hướng dẫn sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP

Phần này chúng tôi giới thiệu về giao diện phần mềm, cách sử dụng và lấy thông tin

đầu vào, đầu ra.

2.2.1. Giới thiệu giao diện phần mềm PCTRAN/ SFP

3

1

9

4

8

6

7

5

2

25

16

20

18

11

14

13

22

23

21

24

17

15

19

10

12

14. Bơm diesel bơm nước lên bể ngừa cháy nhiên liệu 15. Bảng các thông số trong bể 16. Bơm phun ngừa hỏa hoạn (Spray Pump) 17. Các bó nhiên liệu trong khay lưu trữ trong bể 18. Bó nhiên liệu đang được tải vào bể 19. Thông tin về thời gian nhiên liệu được lưu trữ trong bể 20. Tốc độ mô phỏng so với thời gian thực (tối đa 16x) 21. Đồng hồ thời gian chạy mô phỏng 22. Hệ thống bơm nước tuần hoàn tải nhiệt vòng sơ cấp 23. Bộ trao đổi nhiệt (Heat Exchanger) 24. Hệ thống bơm nước tuần hoàn tải nhiệt vòng thứ cấp 25. Bể chứa nước bù thất thoát (Reservoir)

1. Menu điều khiển chính 2. Menu điều khiển nhanh 3. Thời gian ước tính (Time Estimate) 4. Phóng xạ phát hành (Integrated Release) 5. Bảng nhiệt độ nhiên liệu theo màu (Fuel/Clad Temp) 6. Thông tin về gian lưu trữ nhiên liệu (Fuel Handling Building) 7. Van tải khí đến bộ lọc 8. Bộ lọc khí hiệu suất cao (HEPA Filter) 9. Chòi làm mát khí 10. Trạng thái làm việc của chương trình 11. Bảng thông số liều tại ranh giới khu vực giới hạn (EAB) 12. Bảng thông số liều tại khu vực dân cư thấp (LPZ) 13. Bể chứa nước ngừa cháy nhiên liệu

Hình 2.1. Giao diện chính của phần mềm PCTRAN/ SFP

Chương trình PCTRAN/ SFP có giao diện như hình 2.1. Phần mềm có giao diện khá

trực quan. Lưu ý đây là gói phần mềm đi kèm với phần mềm PCTRAN PWR – 2 vòng nên

cần phải cài đặt chung thì mới có thể sử dụng bản đầy đủ của PCTRAN/ SFP (nếu chỉ cài

PCTRAN/ SFP thì phần mềm mô phỏng chỉ chạy được 600s).

Qua quá trình sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1 chúng tôi nhận thấy

phần mềm có các ưu, nhược điểm sau:

Ưu điểm:

- Đây là gói phần mềm chuyên nghiệp được IAEA đặt hãng Micro Simulation

Technology viết và đã được sử dụng ở nhiều nước nên độ tin cậy cao.

- Giao diện trực quan, dễ sử dụng, phù hợp trong giảng dạy về điện hạt nhân.

- Có thể thay đổi các thông số của bể để phù hợp với mục đích mô phỏng của người sử

dụng.

Nhược điểm:

- Đây là gói phần mềm đóng, không thể biết hoặc thay đổi được lập trình bên trong.

- Có một số thông số chưa được thể hiện (áp suất trong bể) hoặc được thể hiện mà

không xuất ra bảng giá trị để xử lý (nồng độ Bo, lượng hyđrô sinh ra, phản ứng cháy

Zicaloy).

- Do là phần mềm mô phỏng về sự cố hạt nhân nên khó có thể biết được độ phù hợp

của kết quả mô phỏng so với thực tế do không thể tiến thành thử các sự cố này trong

thực tế mà chỉ có thể đối chiếu với các sự cố đã xảy ra.

2.2.2. Cài đặt và thiết lập chung

Sau khi mở giao diện chương trình chính, người sử dụng có thể xem các thông số thiết

lập của phần mềm bằng cách nhấp chuột vào File trên thanh công cụ chính (hình 2.2). Chọn

Print Database Reports nếu muốn in các thông tin về các thông số thiết lập của phần mềm.

Chọn Print Mimic để in màn hình giao diện của chương trình.

Hình 2.2. Cách in thông số và

giao diện chương trình

Hình 2.4. Cách thiết lập điều Hình 2.3. Các tập tin thông số có thể

kiện đầu xuất ra

Khi chọn Print Database Reports

chương trình sẽ hiện ra bảng các thông tin để người sử dụng có thể chọn lựa để xuất ra (hình

2.3).

Tuy nhiên, sử dụng cách này chỉ có thể in thông tin ra giấy, có thể lấy các thông tin

bằng cách mở các tập tin Access chứa các thông số thiết lập của phần mềm trong thư mục

cài đặt phần mềm này.

Trước khi tiến hành chạy mô phỏng, người sử dụng dụng cần thiết lập điều kiện đầu.

Nhấp chuột vào Restart trên công cụ điều khiển chính chọn Initial Conditions (hình

2.4) để thiết lập điều kiện đầu cho bể nhiên liệu thải.

Lúc này sẽ hiện ra bảng 15 điều kiện đầu đã được thiết lập sẵn cho người sử dụng lựa

chọn (hình 2.5).

Hình 2.5. Bảng các điều kiện đầu đã được thiết lập sẵn

Trong mỗi điều kiện sẽ có các thông tin về công suất của bể (Power), thời gian kể từ

lần gần nhất tải nhiên liệu vào bể (Days aft SD), nhiệt độ ban đầu của bể (Pool Temp), nhiệt

độ của nguồn nước làm mát (Amb Temp), mức nước trong bể (Pool Level) và mô tả về tình

trạng bể (Description). Trong nội dung luận văn này chúng tôi chọn thiết lập điều kiện 1 (IC

1) với thời gian nhiên liệu tải lần gần nhất cách đó 30 ngày do lúc này nhiệt phân rã từ nhiên

liệu đã giảm đáng kể. Điều kiện này giá giống với bể nhiên liệu thải của lò phản ứng số 4,

nhà máy điện hạt nhân Fukushima Daiichi đã gặp sự cố năm 2011 mà phần cuối luận văn

chúng tôi sẽ đối chiếu kết quả.

Ngoài 15 điều kiện đầu được thiết lập sẵn trong bảng trên, trong quá trình mô phỏng

người sử dụng có thể lưu kết quả mô phỏng của mình thành điều kiện đầu để tiện sử dụng

nếu có nhu cầu mô phỏng tiếp theo từ thời điểm đó mà không cần chạy lại từ đầu bằng cách

chọn Save New IC như trong hình 2.5.

Ngoài ra để thay đổi những thiết lập ban đầu nhiều hơn, người sử dụng có thể thay đổi

các thông số cơ bản (Basic Data) và các thông số nhiệt (Thermo Data) bằng cách nhấp chuột

vào mục Edit trên công cụ chính và chọn vào mục tương ứng (hình 2.6).

Hình 2.6. Cách mở bảng các thông số cơ bản và thông số nhiệt

Hình 2.7. Bảng sửa đổi các thông số cơ bản

Khi mở bảng sửa đổi các thông số cơ bản (Edit Basic Data) có giao diện như hình 2.7:

Trong phần này có hai gói (set) được thiết lập sẵn:

- Set 1: Spent fuel Pool Metric (hình 2.7 trái)

- Set 2: BWR SFP Metric (hình 2.7 phải)

Trong đó gói thông số cơ bản 1 là gói được cài đặt mặc định cho bể chứa nhiên liệu

thải của lò phản ứng nước áp lực hai vòng. Gói thông số cơ bản 2 cài đặt để mô phỏng bể

chứa nhiên liệu thải của lò nước sôi (BWR SFP).

Nếu muốn tùy chỉnh chi tiết, người sử dụng có thể chọn vào các thông số cơ bản thiết

lập ở danh mục bên trái sau đó nhập giá trị cần thay đổi vào ô New Value rồi nhấn Save, lúc

này thiết lập sẽ được thay đổi và lưu lại. Các thiết lập này người sử dụng có thể xuất ra dưới

dạng file .txt để lưu lại và sử dụng sau này bằng cách nhấp vào nút Save File of

Descriptions. Trong nội dung luận văn, chúng tôi sử dụng gói thông số cơ bản 1 (gói thiết

lập mặc định). Thông tin trong gói thông số cơ bản này được trình bày trong phụ lục 1.

Tương tự, khi mở bảng sửa đổi các thông số nhiệt (Edit Thermo Data) có bảng như

hình 2.8.

Hình 2.8. Bảng sửa đổi thông số nhiệt Hình 2.9. Cách mở bảng thiết lập sự cố

Các thông số nhiệt được thiết lập tương ứng với điều kiện (IC) được thiết lập ban đầu

và người sử dụng cũng có thể thay đổi từng thông số. Các thông số nhiệt được chúng tôi

trình bày trong phụ lục 2.

Khi đã lựa chọn xong các thông số đầu của bể chứa nhiên liệu thải, người sử dụng có

thể lựa chọn các sự cố của bể bằng cách chọn Code Control/ Malfunctions trên thanh công

cụ chính (hình 2.9).

Lúc này chương trình hiện ra bảng các sự cố được thiết lập sẵn (hình 2.10).

Phần mềm này có sáu sự cố (Malfunction) được thiết lập sẵn:

Sự cố 1: Che phủ nhiên liệu thất bại (Fuel clad failure)

Sự cố 2: Bể chứa nhiên liệu bị vỡ (Spent fuel pool crack)

Sự cố 3: Mất điện (Loss of AC power)

Sự cố 4: Hệ thống trao đổi nhiệt của bể bị giảm công suất (SFP cooling HX fouling)

Sự cố 5: Rớt nhiên liệu xuống bể khi vận chuyển (Fuel cask drop)

Sự cố 6: Nồng độ Bo bị giảm (Boron Dilution)

Hình 2.10. Bảng các sự cố được thiết lập sẵn

Để sử dụng mỗi sự cố này người sử dụng chọn sự cố và nhấn vào nút thiết lập (set) ở

phía dưới (hình 2.11). Lúc này chương trình hiện ra một bảng để cho người sử dụng có thể

tùy chỉnh thiết lập sự cố.

Hình 2.11. Bảng tùy chỉnh sự cố Hình 2.12. Chạy chương trình

Trong đó:

Delay Time: thời gian từ khi bắt đầu chạy mô phỏng cho đến khi sự cố xảy ra (tính

bằng giây).

Ramp Time: thời gian kể từ khi bắt đầu sự cố cho đến khi sự cố nghiêm trọng nhất

(tính bằng giây).

Failure Fraction: mức độ của sự cố (tính theo phần trăm).

Sau khi lựa chọn xong đánh dấu chọn vào mục Active sau đó chọn OK để kích hoạt

thiết lập sự cố.

Lúc này có thể bắt đầu cho phần mềm chạy mô phỏng bằng cách nhấn vào nút chạy

(run) trên thanh công cụ nhanh (hình 2.12).

Mặc dù phần mềm này chỉ có 6 sự cố được thiết lập sẵn nhưng người sử dụng hoàn

toàn có thể kết hợp đồng thời (hay kế tiếp) các sự cố này hoặc thay đổi hoạt động (tắt, mở,

thay đổi công suất) của mỗi bộ phận bất kỳ của bể (bơm, van, bộ trao đổi nhiệt…) trước và

trong khi chạy mô phỏng nhằm khảo sát theo mục đích mong muốn của người sử dụng.

Để tắt mở hoạt động của mỗi bộ phận, trên giao diện chương trình nhấp chuột trực tiếp

lên các bộ phận cần tắt mở để chuyển đổi trạng thái của bộ phận đó (hình 2.13 và 2.14).

Hình 2.13. Bơm, van, bộ trao đổi nhiệt Hình 2.14. Bơm, van, bộ trao đổi

ở trạng thái hoạt động bình thường nhiệt ở trạng thái ngưng hoạt động

Hình 2.15. Thiết lập công suất Hình 2.16. Bơm, van, bộ trao đổi nhiệt ở

cho bộ phận trạng thái hoạt động dưới công suất thiết kế

Để thay đổi công suất hoạt động của mỗi bộ phận người sử dụng nhấp chuột phải lên

bộ phận muốn thay đổi, chương trình sẽ hiện ra (hình 2.15).

Lúc này người dùng nhập giá trị trong khoảng 0% đến 100% công suất hoạt động của

bộ phận muốn thay đổi (tính theo phần trăm so với công suất thiết kế). Sau đó đánh dấu

chọn vào mục Malfunction Active rồi nhấp OK để hoàn tất thiết lập thay đổi.

Các bộ phận bị thay đổi hoạt động dưới công suất thiết kế sẽ có màu như hình 2.16.

2.2.3. Theo dõi quá trình mô phỏng và xử lý kết quả

Khi cho phần mềm tiến hành chạy mô phỏng bằng cách nhấp nút Run trên thanh công

cụ tắt hoặc chọn Control Code/ Run phần mềm sẽ chạy mô phỏng theo thời gian thực, các

thông số được cập nhật liên tục trên các bảng trong giao diện chính của chương trình.

Do thời gian mô phỏng các sự cố liên quan đến bể chứa nhiên liệu thải thường có thời

gian khá dài (từ vài giờ đến vài tuần). Do đó, người sử dụng phần mềm có thể chỉnh cho

phần mềm chạy mô phỏng nhanh hơn thời gian thực bằng cách nhấp vào mục 21 (hình 2.1)

trong giao diện của chương trình nhằm thay đổi tốc độ mô phỏng so với thời gian thực (hình

2.17)

Hình 2.17. Tùy chỉnh tốc độ chạy mô phỏng

Hình 2.18. Cách mở bảng theo dõi các thông số khi đang chạy mô phỏng

Tốc độ tối đa người dùng có thể thiết lập được nhanh gấp 16 lần so với thời gian thực.

Trong quá trình chạy mô phỏng, người sử dụng có thể theo dõi trực tiếp sự thay đổi

của một hay nhiều thông số cần quan tâm bằng cách chọn View/ Transient Plot (hình 2.18)

Chương trình sẽ hiện lên một bảng danh sách các thông số (hình 2.19) để chọn theo

dõi trên đồ thị.

Hình 2.19. Các thông số được chọn để vẽ đồ thị

Hình 2.20. Thiết lập vẽ đồ thị

Sau khi chọn các thông số vẽ đồ thị, chương trình sẽ cho phép thiết lập cài đặt vẽ đồ

thị bao gồm: giới hạn trục, bước nhảy và có thể chọn vẽ đồ thị dạng Logarit nếu muốn (hình

2.20). Sau khi thiết lập xong nhấp OK.

Chương trình sẽ vẽ đồ thị trực tiếp với thời gian người sử dụng cài đặt như hình 2.21.

Hình 2.21. Đồ thị các thông số được chọn xuất ra

Nếu muốn xuất đồ thị này ra để sử dụng, người dùng có thể chọn Print trên trình đơn

File.

Ngoài cách sử dụng trực tiếp trên người sử dụng phần mềm có thể xuất số liệu mô

phỏng sau khi đã chạy hoàn tất dưới dạng tập tin excel hoặc access, sau đó dùng số liệu này

để vẽ đồ thị với phần mềm khác sẽ cho kết quả tốt hơn (dễ xử lý, đồ thị đẹp hơn). Trong

luận văn này chúng tôi xuất kết quả mô phỏng dưới dạng tập tin excel (.xlsx) và vẽ đồ thị

bằng phần mềm Origin phiên bản 6.0.

Hình 2.22. Cách mở tùy chỉnh bước thời gian ghi nhận thông tin

Lưu ý, như đã trình bày ở trên, thời gian mô phỏng sự cố thường khá dài nên để tránh

việc dữ liệu mô phỏng xuất ra quá nhiều (làm cho việc xử lý chậm và có thể treo máy) cần

thiết lập khoảng thời gian giữa các lần phần mềm ghi nhận số liệu bằng cách chọn Control

Code/ Options trên thanh công cụ chính (hình 2.22).

Trong bảng hiện ra có thể chỉnh khoảng thời gian giữa các lần chương trình ghi nhận

số liệu sau đó nhấn Save Options rồi nhấp OK (hình 2.23). Chương trình sẽ lưu lại thiết lập

này.

Hình 2.23. Bảng tùy chỉnh bước thời gian ghi nhận thông tin

Ở đây chúng tôi thiết lập chương trình ghi nhận kết quả sau mỗi 60 giây chạy mô

phỏng.

Người dùng có thể ngừng chương trình bằng cách nhấp vào nút dừng (Freeze) trên

thanh công cụ tắt (hình 2.24).

Hình 2.24. Tạm dừng Hình 2.25. Bảng lựa chọn lưu số liệu xuất ra dạng

chương trình excel

Sau khi chạy mô phỏng xong, đóng chương trình, chọn Yes để lưu lại dưới dạng tập

tin excel để thuận tiện cho việc xử lý kết quả (hình 2.25).

CHƯƠNG 3. KHẢO SÁT HOẠT ĐỘNG CỦA BỂ NHIÊN LIỆU

THẢI THEO LƯU LƯỢNG NƯỚC LÀM MÁT VÀ PHÂN TÍCH SỰ

CỐ MẤT ĐIỆN (LOSS OF AC POWER) BẰNG PHẦN MỀM

PCTRAN/ SFP

Các sự cố đối với nhà máy điện hạt nhân nói chung và bể chứa nhiên liệu thải nói

riêng có thể xảy ra bất cứ lúc nào. Mức độ nghiêm trọng và hậu quả của sự cố phụ thuộc rất

nhiều vào sự hiểu biết và cách ứng phó kịp thời của bộ phận điều hành nhà máy. Do đó, việc

nghiên cứu, khảo sát trước các sự cố có thể xảy ra sẽ giúp người sử dụng có thể hiểu rõ cơ

chế vật lí, hóa học khi vận hành của nhà máy, hình dung mức độ nghiêm trọng, tốc độ diễn

biến của sự cố để có được quyết định ứng phó sáng suốt giúp giảm hậu quả xuống mức tối

thiểu. Việc nghiên cứu các sự cố này rất khó có thể tiến hành thực tế do vấn đề tài chính và

an toàn. Do đó, việc sử dụng các phần mềm mô phỏng chuyên nghiệp với các lập trình, tính

toán gần với điều kiện thực tế nhất sẽ là công cụ hữu hiệu để nghiên cứu các sự cố đối với

nhà máy điện hạt nhân.

Chương này chúng tôi sẽ khảo sát một số thông số của bể chứa nhiên liệu thải (công

suất nhiệt, công suất tải nhiệt, nhiệt độ ổn định, thời gian sôi…) khi cho máy bơm tuần hoàn

tải nhiệt vòng sơ cấp hoạt động bình thường và thay đổi công suất của hai máy bơm tuần

hoàn tải nhiệt vòng thứ cấp. Qua đó đánh giá được sự ảnh hưởng của lưu lượng nước làm

mát đối với sự hoạt động và tính an toàn của bể chứa nhiên liệu thải. Sau đó chúng tôi tập

trung phân tích kỹ sự cố mất điện (Loss of AC power) khi bể nhiên liệu đã được tải nhiên

liệu thải vào trước đó 30 ngày. Lúc này toàn bộ các bơm vòng sơ cấp và thứ cấp đều ngưng

hoạt động (sự cố này tương tự sự cố đã xảy ra đối với bể chứa nhiên liệu thải ở lò phản ứng

số 4 nhà máy điện hạt nhân Fukushima Daiichi, Nhật Bản năm 2011).

3.1. Khảo sát hoạt động của bể nhiên liệu thải theo lưu lượng nước trao đổi

nhiệt vòng tuần hoàn thứ cấp

Do trong quá trình hoạt động của bể chứa nhiên liệu thải, nước trong bể liên tục được

tải nhiệt bằng cách bơm nước trong bể qua vòng tuần hoàn sơ cấp đến bộ trao đổi nhiệt.

Nước làm mát từ bên ngoài cũng được bơm theo vòng tuần hoàn thứ cấp đến bộ trao đổi

nhiệt để nhận nhiệt từ nước trong bể.

Để khảo sát sự ảnh hưởng của lưu lượng nước trao đổi nhiệt vòng thứ cấp đối với khả

năng trao đổi nhiệt và tình trạng nhiên liệu thải, chúng tôi tiến hành thay đổi lưu lượng nước

ở vòng tuần hoàn thứ cấp (lưu lượng nước vòng tuần hoàn thứ cấp lúc bể hoạt động bình thường là 1760 m3/giờ) sau đó cho chạy mô phỏng và ghi nhận các thông số: công suất nhiệt

toàn phần, công suất trao đổi nhiệt, nhiệt độ bão hòa, thời điểm nhiệt độ của nước trong bể

bão hòa. Trạng thái bão hòa của bể nhiên liệu thải là khi nhiệt độ trong bể không tăng

(giảm) do tốc độ trao đổi nhiệt của bể bằng công suất nhiệt toàn phần hoặc bể nước đang sôi

nên nhiệt độ của bể không tăng thêm.

3.1.1. Thiết lập và chạy mô phỏng

Sau khi mở giao diện chính của chương trình, chọn trình đơn Restart/ Initial

Condition.

Chọn thiết lập 1 (IC1) trong bảng hiện ra (hình 3.1) rồi nhấp OK để thiết lập bể ở trạng

thái tải nhiên liệu lần gần nhất trước đó 30 ngày.

Hình 3.1. Bảng các điều kiện đầu

Do vòng thứ cấp có hai máy bơm nên chúng tôi tiến hành thay đổi bằng tay công suất

các máy bơm này để thay đổi lưu lượng nước tải nhiệt vòng tuần hoàn thứ cấp.

Để thay đổi công suất các máy bơm này chúng tôi nhấp chuột phải vào máy bơm

muốn thay đổi công suất. Nhập giá trị công suất muốn thay đổi vào ô Pump Capacity, giá trị

này tính theo phần trăm so với công suất bơm lúc hoạt động bình thường, sau đó đánh dấu

chọn vào ô Malfunction rồi nhấp OK để thay đổi thiết lập công suất cho máy bơm (hình

3.2).

Hình 3.2. Thiết lập công suất cho máy bơm

3.1.2. Kết quả mô phỏng và phân tích

Chúng tôi tiến hành chạy mô phỏng khi thay đổi lưu lượng nước làm mát ở vòng tuần

hoàn sơ cấp với các giá trị khác nhau và ghi nhận một số thông số khi nhiệt độ của bể bão

hòa trong bảng 3.1.

Công suất bơm vòng thứ cấp

Công suất nhiệt toàn phần (MW)

Thời gian nhiệt độ bão hòa (giờ)

Công suất trao đổi nhiệt (MW)

Lưu lượng nước vòng thứ cấp (m3/giờ)

100% 90% 80% 70% 60% 50% 40% 30% 20% 10% 9,5% 9,0% 8,5% 8,0% 7,5% 7,0% 6,5% 6,0% 5,5% 5,0% 4,5% 4,0% 3,5% 3,0% 2,5%

1760 1584 1408 1232 1056 880 704 528 352 176 167,2 158,4 149,6 140,8 132 123,2 114,4 105,6 96,8 88 79,2 70,4 61,6 52,8 44

0 4,25 8,02 10,97 13,80 16,93 20,90 26,75 37,18 58,38 61,05 64,02 67,30 70,98 75,13 79,83 85,23 91,48 98,70 107,27 117,75 37,92 33,53 30,20 27,57

Nhiệt độ nước chân lạnh (0C) 36,8 37,0 37,4 37,9 38,6 39,7 41,4 44,3 50,3 68,4 70,3 72,4 74,8 77,5 80,5 83,9 87,9 92,5 97,9 104,4 112,4 98,1 98,3 98,5 98,7

Nhiệt độ nước chân nóng (0C) 40 40,1 40,4 40,9 41,6 42,6 44,2 47,1 53,0 71,0 72,9 75,1 77,4 80,1 83,1 86,5 90,5 95,1 100,5 107,0 114,9 100,0 100,0 100,0 100,0

5,729 5,625 5,522 5,419 5,317 5,214 5,110 5,005 4,896 4,778 4,770 4,763 4,755 4,747 4,739 4,730 4,721 4,711 4,700 4,688 4,675 4,735 4,734 4,732 4,729

5,730 5,602 5,499 5,396 5,293 5,191 5,087 4,982 4,873 4,731 4,724 4,717 4,709 4,701 4,692 4,683 4,674 4,664 4,653 4,640 4,626 3,466 3,066 2,659 2,243

Bảng 3.1. Một số thông số quan trọng khi nhiệt độ bể nhiên liệu thải đạt trạng thái bão hòa

Biểu diễn kết quả mô phỏng dưới dạng đồ thị:

Công suất bơm vòng thứ cấp so với bình thường (%)

)

C

0 W M

( t ệ i

( a ò h o ã b ộ đ t ệ i

h N

h n t ấ u s g n ô C

Lưu lượng nước làm mát vòng thứ cấp (m3/giờ)

Hình 3.4. Đồ thị nhiệt độ bão Hình 3.3. Đồ thị công suất nhiệt toàn

phần và công suất trao đổi nhiệt hòa của bể

Công suất bơm vòng thứ cấp so với bình thường (%)

) y â i g

)

C

0 ( ộ đ t ệ i h n h c ệ l h n ê h C

5 0 1 x ( a ò h a õ b ộ d t ệ i h n t ạ đ n a i g i ờ h T

Lưu lượng nước làm mát vòng thứ cấp (m3/giờ)

Hình 3.5. Đồ thị chênh lệch nhiệt độ Hình 3.6. Đồ thị thời gian để nhiệt

giữa nước chân nóng và chân lạnh vòng độ của bể đạt trạng thái bão hòa

tuần hoàn sơ cấp

Khi giảm công suất các máy bơm ở vòng tuần hoàn thứ cấp sẽ làm giảm lưu lượng

nước trao đổi nhiệt vòng thứ cấp nên công suất trao đổi nhiệt cũng giảm theo. Bên cạnh đó,

việc công suất máy bơm giảm đi cũng làm giảm nhiệt lượng sinh ra làm cho công suất nhiệt

toàn phần của bể giảm (hình 3.3). Ngoài ra, cần chú ý rằng công suất nhiệt trong bảng 3.1

được ghi nhận tại các thời điểm khác nhau tính từ khi bắt đầu mô phỏng nên cũng có sự thay

đổi công suất nhiệt toàn phần do sự giảm công suất nhiệt phân rã theo thời gian.

Khi công suất trao đổi nhiệt giảm, nhiệt sinh ra lớn hơn nhiệt trao đổi làm cho nhiệt độ

của bể tăng lên đến khi đạt nhiệt độ bão hòa như hình 3.4.

Việc tăng nhiệt độ của nước trong bể làm cho sự chênh lệch giữa nhiệt độ của nước ở

vòng tuần hoàn sơ cấp (nước cần làm mát) và nước ở vòng tuần hoàn thứ cấp (nước làm mát đi vào ở nhiệt độ 250C) tăng lên. Do đó, công suất trao đổi nhiệt của bể cũng tăng cho đến

khi cân bằng với công suất nhiệt toàn phần của bể theo công thức 1.4 được chúng tôi trình

bày trong phần 1.3.2.

Khi nước trong bể sôi mà công suất trao đổi nhiệt vẫn chưa đủ để cân bằng với công

suất nhiệt toàn phần thì nước trong bể sẽ bị bốc hơi. Dựa vào công suất nhiệt trong bảng 3.1,

nước trong bể sôi khi công suất bơm vòng thứ cấp giảm còn 5% công suất bình thường (lưu lượng nước 96,8 m3/giờ).

Quan sát đồ thị trong hình 3.5, khi công suất của bơm thứ cấp giảm dần (đi từ phải qua

trái), sự chênh lệch nhiệt độ giữa nước ở chân nóng và chân lạnh của vòng tuần hoàn sơ cấp

giảm là do công suất trao đổi nhiệt giảm.

Bên cạnh đó, khi lưu lượng nước làm mát của bể giảm dần từ 100% (lưu lượng 1760m3/giờ) xuống 4% (lưu lượng 70,4m3/giờ) thì thời gian để bể đạt được nhiệt độ bão

hòa càng lâu do nhiệt độ bão hòa càng cao. Tuy nhiên việc tăng thời gian này không tuyến

tính vì nó còn phụ thuộc vào sự chênh lệch giữa công suất trao đổi nhiệt và công suất nhiệt

toàn phần.

Khi nước trong bể sôi (công suất vòng thứ cấp nhỏ hơn hoặc bằng 5%) sẽ làm kích

hoạt cơ chế bơm nước chứa Bo (dưới dạng axít boric) vào bể để làm mát và hấp thụ nơtron

(lượng Bo lúc hoạt động bình thường là 2200 ppm – parts per million). Phần số liệu về hàm

lượng Bo chỉ có thể quan sát trong quá trình mô phỏng mà không có số liệu xuất ra.

Quan sát bảng 3.1 chúng tôi thấy ứng với trường hợp công suất bơm vòng tuần hoàn thứ cấp đạt 4,5% và 5% đạt nhiệt độ bão hòa cao hơn 1000C. Hiện tượng này do nước đã sôi

nên nước chứa Bo được bơm vào bể, nhiệt trao đổi lúc này chỉ nhỏ hơn công suất nhiệt toàn

phần rất ít (khoảng 0,05 MW) nên lượng nước bay hơi nhỏ hơn lượng nước Bo bơm vào nên

mức nước trong bể tăng lên chậm (phần này trong số liệu xuất ra khi mô phỏng) làm cho áp

suất của bể cũng tăng từ từ. Nhiệt độ sôi của nước trong bể cũng tăng lên đến khi đạt trạng

thái bão hòa.

Khi lưu lượng nước làm mát nhỏ hơn hoặc bằng 4% thì sự chênh lệch giữa công suất

nhiệt toàn phần và công suất nhiệt trao đổi lớn làm cho thời gian để nước sôi nhanh hơn và

tốc độ bay hơi nhanh nên mức nước trong bể không thể dâng lên mà giảm từ từ, nhiệt độ sôi khoảng 1000C.

Từ kết quả khảo sát hoạt động của bể theo lưu lượng nước làm mát chúng tôi thấy:

- Độ phản ứng trong bể luôn được duy trì ở mức an toàn do thiết kế hấp thụ nơtron của

bể và lượng axít Boric liên tục được bơm vào bể khi nước trong bể bắt đầu sôi.

- Chỉ cần bơm tải nhiệt vòng tuần hoàn thứ cấp cung cấp lưu lượng nước làm mát 105,6 m3/giờ (6% công suất bơm so với lúc hoạt động bình thường) cũng đủ duy trì nước trong bể nhiên liệu thải không sôi (dưới 93,30C – ngưỡng nhiệt độ an toàn cho

phép khi sự cố xảy ra như chúng tôi đã trình bày trong phần 1.3.3.6). Nếu hệ thống

bơm ngưng hoàn toàn, nước làm mát có thể được bổ sung bằng vòi rồng hoặc máy

bay trực thăng để nước trong bể nhiên liệu thải không bị sôi.

3.2. Khảo sát và phân tích sự cố mất điện (loss of AC power)

Do công suất sinh nhiệt của bể chứa nhiên liệu thải thường khá nhỏ (từ vài đến vài

chục MW nhiệt tùy theo lượng nhiên liệu đang tải trong bể và công suất nhiệt phân rã của

chúng). Nếu sự cố mất điện bể nhiên liệu thải xảy ra thì thời gian diễn biến tương đối dài

trước khi xảy ra hậu quả nghiêm trọng (vài giờ đến vài tuần). Đây là sự cố có khả năng xảy

ra do cả nguyên nhân khách quan và chủ quan. Mặc dù các nhà máy điện đều có hệ thông

phát điện dự phòng nhưng vì một nguyên nhân nào đó mà hệ thống dự phòng cũng không

hoạt động như sự cố ở nhà máy điện hạt nhân Fukushima, Nhật Bản năm 2011 [6] thì bể sẽ

mất khả năng làm mát dẫn đến nguy cơ xảy ra tai nạn hạt nhân nghiêm trọng.

3.2.1. Mô tả sự cố mất điện bể chứa nhiên liệu thải

Ban đầu khi bể chứa nhiên liệu thải hoạt động bình thường tại thời điểm 30 ngày tính

từ lần tải nhiên liệu vào bể gần nhất. Các thông số của bể thời điểm bắt đầu mô phỏng được

trình bày trong phụ lục 2.

Khi sự cố mất điện xảy ra, ngay lập tức các máy bơm ở vòng tuần hoàn sơ cấp và thứ

cấp của bộ trao đổi nhiệt ngưng hoạt động, công suất trao đổi nhiệt lúc này giảm về không.

Bằng chương trình PCTRAN/ SFP, chúng tôi sẽ tiến hành chạy mô phỏng và phân tích

kết quả thu được.

3.2.2. Thiết lập sự cố và chạy mô phỏng

Sau khi mở giao diện chính của chương trình, chọn trình đơn Restart/ Initial

Condition.

Chọn IC 1 trong bảng hiện ra rồi nhấp OK (hình 3.7).

Hình 3.7. Bảng các điều kiện đầu

Chọn Code Control/ Malfunctions trên thanh công cụ chính.

Nhấp chọn sự cố 3 trên bảng hiện ra rồi ấn nút set bên dưới và thiết lập sự cố (hình

3.8).

Hình 3.8. Bảng các sự cố được thiết lập sẵn

Chọn Active rồi ấn OK (hình 3.9).

Hình 3.9. Bảng xác lập sự cố

Ấn nút chạy (run) trên thanh điều khiển tắt.

Chỉnh tốc độ chạy mô phỏng lên 16x.

Trong sự cố này chúng tôi tiến hành cho chạy mô phỏng trong thời gian 972180 giây

(khoảng 11,252 ngày).

3.2.3. Kết quả và phân tích sự cố

Kết quả mô phỏng xuất ra gồm hai bảng dữ liệu: bảng một ghi nhận các giá trị thông

số của bể, bảng hai ghi nhận các giá trị hoạt độ phóng xạ của các đồng vị.

Các sự kiện diễn ra trong thời gian mô phỏng (11,252 ngày)

Bảng 3.2. Danh sách các sự kiện diễn ra trong thời gian mô phỏng

Sự kiện Thời gian (s) Thời gian (ngày) Sự kiện

Sự cố mất điện xảy ra 0 0 1

Nước bắt đầu sôi 88500 1,024 2

Mức nước 3,67m, nhiệt độ nhiên

liệu tăng do nước không kịp trao 658800 7,625 3

đổi nhiệt với thanh nhiên liệu.

Che phủ nhiên liệu thất bại 670320 7,758 4

885000 10,243 5 Nhiệt độ nhiên liệu đạt cực đại 1568,50C

Nước cạn gần hết - còn khoảng 954180 11,044 6 3,048mm

3.2.3.1. Đánh giá các thông số trong sự cố mất điện bể nhiên liệu thải

(6)

(2)

)

W M

( c ớ ư n c ứ M

( t ấ u s g n ô C

Thời gian (x105 giây)

Hình 3.11. Đồ thị mức nước trong bể Hình 3.10. Đồ thị công suất nhiệt

(2)

(5)

(3)

)

( ộ đ t ệ i h N

Thời gian (x105 giây)

(2)

Hình 3.12. Đồ thị nhiệt độ nước trong Hình 3.13. Đồ thị nhiệt độ nhiên liệu

bể nhiên liệu thải và vỏ nhiên liệu

Trong thời gian mô phỏng (11,252 ngày từ khi sự cố mất điện xảy ra) công suất nhiệt

của bể giảm khá chậm (hình 3.10) do hoạt độ phóng xạ của các đồng vị giảm dần và lần tải

nhiên liệu gần nhất trước đó 30 ngày. Công suất nhiệt toàn phần bao gồm công suất nhiệt

phân rã từ các bó nhiên liệu thải, nhiệt sinh ra từ các máy bơm và các bộ phận phụ trợ trong

gian chứa nhiên liệu thải.

Do điện mất hoàn toàn nên tất cả các máy bơm ngưng hoạt động, công suất trao đổi

nhiệt (Heat Exchanger) bằng không. Nhiệt độ nước chân nóng (đầu ra) và chân lạnh (đầu

vào) của vòng tuần hoàn sơ cấp bằng nhau và tăng tuyến tính cho đến khi nước trong bể sôi (đạt 1000C) tại thời điểm 88500 giây (khoảng 1,024 ngày) tính từ khi mất điện. Sau đó,

nhiệt độ nước giữ không đổi (hình 3.12).

Nước bị đun sôi nên bay hơi từ từ, mức nước trong bể bị giảm dần cho đến khi cạn hẳn

(còn khoảng 3,048mm) tại thời điểm 954180 giây (khoảng 11,044 ngày) như hình 3.11.

Trong suốt quá trình mô phỏng, nhiệt độ của nhiên liệu cao hơn nhiệt độ vỏ bọc khoảng 0,150C. Thời điểm 658800 giây (khoảng 7,625 ngày) do mức nước giảm xuống thấp

(3,67m), đỉnh nhiên liệu bị lộ ra không khí, tốc độ trao đổi nhiệt giữa thanh nhiên liệu và nước không đủ để giữ nhiệt độ của vỏ và nhiên liệu ở nhiệt độ sôi của nước (khoảng 1000C),

nhiệt độ của nhiên liệu và vỏ bọc nhiên liệu tăng lên nhanh chóng. Nhiên liệu đạt nhiệt độ cao nhất khoảng 1568,50C tại thời điểm 885000 giây (khoảng 10,243 ngày) sau đó từ từ giảm xuống nhiệt độ 1558,30C tại thời điểm ngừng mô phỏng (11,252 ngày) như hình 3.13.

Việc giảm nhiệt độ này là do: khi nhiên liệu đã đạt nhiệt độ cao nhất, sự tỏa nhiệt của nhiên

liệu vào môi trường (không khí) và một phần nhiên liệu bị phát tán vào bể và vào không khí

(che phủ nhiên liệu thất bại) làm cho nhiệt độ của nhiên liệu bị giảm chậm.

Do nhiệt độ nhiên liệu trên 10000C nên đã xảy ra cháy vỏ Zicaloy. Tuy nhiên, nhiệt độ nhiên liệu chưa đạt tới 18000C để xảy ra phản ứng cháy Zicaloy với Urani điôxít như đã

trình bày trong phần 1.3.4.3. Việc cháy vỏ Zicaloy và lượng hyđrô sinh ra và phản ứng cháy

Zicaloy chỉ có thể quan sát trên giao diện phần mềm mà không xuất ra trong bảng số liệu.

(2)

(5)

) k / k d %

( g n ứ n ả h p ộ Đ

Thời gian (x105 giây)

Hình 3.14. Đồ thị độ phản ứng

Chương trình xuất ra 5 giá trị độ phản ứng:

- Độ phản ứng do thùng bị rơi (Reactivity Dropped Cask).

- Độ phản ứng Doppler (Reactivity Doppler).

- Độ phản ứng do Bo (Reactivity Boron).

- Độ phản ứng do chất làm chậm (Reactivity Moderator Temp).

- Độ phản ứng toàn phần (Reactivity Total).

Trong mô phỏng sự cố mất điện, độ phản ứng Doppler và độ phản ứng do thùng bị rơi

bằng không trong suốt quá trình mô phỏng.

Quan sát hình 3.14 nhận thấy độ phản ứng toàn phần luôn nhỏ hơn tổng các độ phản

ứng thành phần -5,2%dk/k. Việc này do bể được thiết kế với các giá và vật liệu lót bể hấp

thụ nơtron, bên cạnh đó vỏ nhiên liệu cũng hấp thụ nơtron.

Khi sự cố mất điện xảy ra, nhiệt độ của nước tăng lên, độ phản ứng do chất làm chậm

giảm xuống (Reactivity Moderator Temp) do khi nhiệt độ tăng làm cho mật độ chất làm

chậm trong bể giảm, quãng chạy trung bình và sự rò nơtron tăng lên.

Đến thời điểm nước sôi (khoảng một ngày từ khi mất điện) nhiệt độ nước không tăng

nữa nên hiệu ứng này không đổi trong suốt quá trình nước sôi.

Khi nước chưa sôi, độ phản ứng do Bo (Reactivity Boron) bằng không, lượng Bo trong

bể không hấp thụ nơtron. Khi nước bắt đầu sôi mức nước giảm xuống đồng thời Bo được

bơm bổ sung vào bể làm cho nồng độ Bo (dưới dạng axít Boric) tăng nên khả năng hấp thụ

nơtron của Bo tăng, do đó độ phản ứng do Bo giảm xuống. Bên cạnh đó, việc nhiên liệu

nóng lên từ thời điểm 7,625 ngày làm cho năng lượng của nơtron tăng cao nên độ phản ứng

giảm mạnh.

(2)

(6)

(4)

(2)

(6)

) c c / q B G

( g n ê i r ộ đ t ạ o H

) s / q B G 3 0 1 x ( ạ x g n ó h p í h k t á o h t ộ đ c ố T

Thời gian (x105 giây)

Hình 3.16. Đồ thị hoạt độ riêng trong Hình 3.15. Đồ thị tốc độ Iốt và khí không khí của hai đồng vị I-131 và Kr-87 phân hạch thoát ra

(4)

(6)

(2)

(6)

) q B G 3 0 1 x ( a r t á o h t ạ x g n ó h p ộ đ t ạ o H

Thời gian (x105 giây)

Hình 3.17. Đồ thị hoạt độ phóng xạ khí Hình 3.18. Đồ thị hoạt độ phóng xạ

Nhiên liệu thải sinh ra sản phẩm phóng xạ dưới dạng khí và rắn được chia làm 8

phân hạch, I, Cs và Te thoát ra của Ru, La, Ce, Ba thoát ra

nhóm:

STT Tên nhóm Thành phần

1 Khí phân hạch (Noble gases) Xe, Kr

2 Nhóm Halogen (Halogens) I, Br

3 Nhóm kim loại kiềm (Alkali Metals) Cs, Rb

4 Nhóm Telua (Tellurium group) Te, Sb, Se

5 Nhóm Bari, Stronti (Barium, Strontium) Ba, Sr

6 Kim loại phân hạch (Noble Metals) Ru, Rh, Pd, Mo, Tc, Co

7 Họ Lantan (Lanthanides) La, Zr, Nd, Eu, Nb, Pm,

Pr, Sm, Y, Cm, Am

8 Nhóm Xeri (Cerium Group) Ce, Pu, Np

Bảng 3.3. Phân nhóm sản phẩm phân hạch

Khi nước chưa sôi, lượng hơi Iốt và khí phân hạch thoát ra ổn định (giai đoạn từ khi

bắt đầu mô phỏng đến khi nước sôi). Khi nước bắt đầu sôi, do nhiệt độ cao làm cho áp suất

khí trong thanh nhiên liệu tăng nên tốc độ thoát khí và hơi cũng tăng lên như hình 3.15.

Trong giai đoạn kể từ khi xảy ra sự cố mất điện đến thời điểm 670320 giây (khoảng

7,758 ngày) là lúc che phủ nhiên liệu thất bại, hoạt độ phóng xạ riêng của các đồng vị I-131

và Kr-87 (đây là hai đồng vị phóng xạ chính trong nhiên liệu phát tán vào bể ở điều kiện

bình thường do I-131 tồn tại ở dạng hơi kim loại CsI và Kr-87 tồn tại ở dạng khí giảm

nhanh hơn chu kỳ bán rã của chúng (I-131 có chu kỳ bán rã là 8 ngày và của Kr-87 là 76,35

phút) như hình 3.16. Nguyên nhân hoạt độ riêng giảm nhanh ngoài việc bị phân rã hai chất

phóng xạ này còn được bộ lọc khí hiệu suất cao lọc bớt.

Khi che phủ nhiên liệu thất bại (670320 giây - 7,758 ngày) bên cạnh việc gia tăng sự

thất thoát hơi Iốt và khí phân hạch còn làm thoát các sản phẩm phân hạch dạng rắn như Cs,

Te, Ru, La, Ce, Ba vào trong bể (hình 3.17 và 3.18). Các sản phẩm phân hạch rắn có thể

chuyển sang hơi kim loại (như Cs), phát tán trong hơi nước dưới dạng hạt hoặc gây nhiễm

độc đất và đi vào nước ngầm nếu bể bị vỡ. Theo như phân tích kết quả mô phỏng thì nhiệt độ tối đa nhiên liệu có thể đạt được là 1568,50C trong khi nhiệt độ nóng chảy của thép không gỉ (dùng làm lớp lót bể) khoảng 12000C -15000C tùy loại và bê tông khi chịu nhiệt độ trên 10000C sẽ bị sụp đổ. Do đó, nếu bể nhiên liệu thải để xảy ra tình trạng mất nước hoàn

toàn sẽ cực kỳ nguy hiểm (gây ô nhiễm phóng xạ trọng khí khí, trong đất và nước ngầm).

Sau đây chúng tôi sẽ phân tích kỹ hoạt độ của các đồng vị phóng xạ Kr, Xe, I trong

nhiên liệu thải và thoát ra trong bể.

(4)

(6)

) i

( ạ x g n ó h p ộ đ t ạ o H

Thời gian (x105 giây) Hình 3.19. Đồ thị hoạt độ các đồng vị Krypton

(4)

(6)

(4)

(6)

) i

( ạ x g n ó h p ộ đ t ạ o H

Thời gian (x105 giây)

Hình 3.20. Đồ thị hoạt độ các đồng vị Hình 3.21. Đồ thị hoạt độ các đồng

Xenon vị Iốt

Khi vẽ đồ thị hoạt độ của các đồng vị phóng xạ Iốt, Krypton và Xenon dưới dạng

logarit thì đồ thị đều có dạng đường thẳng với độ dốc tương ứng với chu kỳ bán rã của đồng

vị phóng xạ đó.

Khi che phủ nhiên liệu thất bại, hoạt độ của các đồng vị phóng xạ: Kr-85, Xe-133, I-

131 tăng lên rất cao. Tuy nhiên theo hình 3.14, độ phản ứng giảm mạnh nên các đồng vị này

không phải do phản ứng phân hạch sinh ra. Các đồng vị này là sản phẩm kích hoạt từ xỉ của

nhiên liệu.

Các đồng vị Kr-85, Xe-133, I-131 phải là sản phẩm kích hoạt từ các đồng vị bền hoặc

có chu kỳ bán rã dài. Từ bảng các sản phẩm phân hạch và phân rã chuỗi trong phụ lục 7

chúng tôi nhận thấy có 3 đồng vị bền nhiều khả năng là xỉ để sinh ra ba sản phẩm kích hoạt

trên.

- Kr-84 là đồng vị bền hấp thụ một nơtron tạo thành Kr-85.

- Xe-132 là đồng vị bền hấp thụ một nơtron tạo thành Xe-133

- Te-130 là đồng vị bền hấp thụ một nơtron tạo thành Te-131 sau đó phân rã chuỗi tạo

thành I-131.

Hình 3.22 là đồ thị tiết diện hấp thụ nơtron của các đồng vị Kr-84, Xe-132 và Te-130.

Theo thuyết động học phân tử thì động năng của một phân tử T = (3/2)kBT. Trong đó

kB = 1,38.10-23 J/K = 8,617.10-5 eV/K là hằng số Boltzmann.

Ở đây chúng tôi áp dụng để tính động năng nơtron nhiệt trong nước khi bể hoạt động

bình thường (t1 = 400C): K1 ~ 0,040 eV

Quan sát đồ thị tiết diện hấp thụ nơtron của các đồng vị Kr-84, Xe-132 và Te-130

chúng tôi nhận thấy khi hạt nhân các đồng vị này có tiết diện hấp thụ nơtron nhanh cao, đặc

biệt trong vùng cộng hưởng (hình 3.22). Khi mức nước trong bể giảm làm cho nhiên liệu bị

lộ ra ngoài không khí. Các nơtron sinh ra sẽ không bị nước làm chậm do đó nơtron sẽ có

năng lượng tuân theo phổ năng lượng của nơtron ứng với hạt nhân mẹ sinh ra nơtron đó. Do

phản ứng phân hạch không đáng kể nên lượng nơtron có thể sinh ra từ:

- Các đồng vị phân rã nơtron như Cs-137, Cf-252 tạo ra 3,7 nơtron có năng lượng 1,5

MeV trên mỗi phản ứng. Một miligam Cf-252 phát ra 2,28×109nơtron/s.

5, 7

MeV

9 4

4 2

12 → + 6

1 n 0

- Phản ứng (α, n) do các hạt nhân mạnh phân rã α bắn lên các hạt nhân bia như:

- Phản ứng Photo nơtron (γ, n) (tham khảo phụ lục 8)

Các nơtron này có năng lượng cỡ MeV nên nằm trong vùng cộng hưởng và vùng

nơtron nhanh nên các hạt nhân Kr-84, Xe-132 và Te-130 có tiết diện hấp thụ lớn hơn để tạo

thành Kr-85, Xe-133 và I-131.

Hình 3.22. Tiết diện hấp thụ nơtron của Kr-84, Xe-132 và Te-130 [15]

3.2.3.2. Đánh giá an toàn hạt nhân đối với nhân viên nhà máy và cộng đồng

(6)

(2)

(4)

) h / v S m

( g n ụ d u ệ i h u ề i l t ấ u S

Thời gian (x105 giây) Hình 3.23. Đồ thị suất liều hiệu dụng trong gian nhiên liệu và các bộ phận phụ trợ

(4)

(2)

(6)

(4)

(6)

(2)

) h / v S m

) v S m

( p ợ h h c í t u ề i L

( g n ụ d u ệ i h u ề i l t ấ u S

Thời gian (x105 giây)

Hình 3.24. Đồ thị suất liều hiệu dụng Hình 3.25. Đồ thị liều tích hợp toàn

toàn thân và tuyến giáp tại khu vực giới thân và tuyến giáp tại khu vực giới hạn

hạn (EAB) và khu vực dân cư thấp (LPZ) (EAB) và khu vực dân cư thấp (LPZ)

Suất liều hiệu dụng trong gian nhiên liệu và khu vực lân cận tăng khi nước sôi. Khi

che phủ nhiên liệu thất bại, suất liều hiệu dụng tăng lên rất nhanh. Quan sát hình 3.23 chúng

tôi thấy suất liều hiệu dụng trong gian chứa nhiên liệu thải bình thường ở mức dưới 1

mSv/h. nhưng khi nhiên liệu bắt đầu che phủ thất bại đã tăng lên khoảng 1000 mSv/h (tăng gấp 1000 lần), suất liều hiệu dụng đạt cực đại khoảng 107 mSv/h khi nhiên liệu đạt nhiệt độ

cao nhất. Suất liều hiệu dụng tăng cao ngăn cản và gây nguy hiểm đối với các nhân viên

khắc phục sự cố.

Từ đồ thị trong hình 3.24, việc gia tăng phóng xạ trong không khí trong gian nhiên liệu

thải cũng làm tăng suất liều hiệu dụng ở ranh giới khu vực giới hạn (EAB – Exclusion Area

Boundary). Suất liều hiệu dụng tuyến giáp tại ranh giới khu vực kiểm soát khoảng 1 mSv/h

khi che phủ nhiên liệu thất bại và tăng lên khoảng 1000 mSv/h lúc nhiên liệu đạt nhiệt độ

cao nhất. Suất liều hiệu dụng toàn thân thấp hơn suất liều hiệu dụng tuyến giáp khoảng 10

lần. Suất liều hiệu dụng tại khu vực dân cư thấp xung quanh bể chứa nhiên liệu thải (LPZ –

Low Population Zone) thấp hơn khoảng 5 lần so với tại ranh giới của khu vực giới hạn.

Quan sát đồ thị liều tích hợp toàn thân trong hình 3.25, chúng tôi thấy liều hấp thụ của

nhân viên ở ranh giới khu vực kiểm soát tính từ lúc bắt đầu mô phỏng đến thời điểm nhiên

liệu bắt đầu che phủ thất bại khoảng 0,02 mSv và tăng lên khoảng 200 mSv khi nước trong

bể cạn gần hết. Sau đó liều tích hợp tiếp tục tăng rất nhanh do phóng xạ vẫn liên tục bị phát

tán vào không khí. Liều tích hợp toàn thân đối với người dân ở khu vực dân cư thấp, thời

điểm nhiên liệu bắt đầu che phủ thất bại khoảng 0,01 mSv và tăng lên khoảng 100 mSv khi

nước cạn gần hết. Khi che phủ nhiên liệu thất bại, do lượng I-131 phát tán tăng nhanh nên

liều tích hợp tuyến giáp tăng nhanh hơn liều tích hợp toàn thân.

Theo thông tin của Viện năng lượng nguyên tử Việt Nam, cơ thể con người khi nhận

một lượng tia phóng xạ trong thời gian ngắn sẽ có những biểu hiện như sau:

- Mức 0,2 Sv : không có biểu hiện bệnh lý gì

- Mức 0,5 Sv : giảm cầu lymph trong máu

- Mức 3 Sv : làm rụng tóc

- Mức 5 Sv : tỷ lệ tử vong là 50%

- Mức 10 Sv: tỷ lệ tử vong gần 100%

Theo quy định của luật năng lượng nguyên tử Việt Nam [3], liều kiểm soát chiếu xạ

đối với các nhân viên ứng phó sự cố bức xạ, hạt nhân không vượt quá 50 mSv, đối với

trường hợp đặc biệt cũng không vượt quá 500 mSv. Đối với công chúng, liều hiệu dụng

không vượt quá 1 mSv trong một năm.

Như vậy, liều tích hợp toàn thân 200 mSv và liều tích hợp tuyến giáp 1000 mSv đối

với nhân viên nhà máy ở ranh giới khu vực giới hạn tính đến thời điểm nước cạn gần hết đã

ảnh hưởng xấu đến sức khỏe và liều này vẫn tiếp tục tăng nếu nhân viên không được sơ tán

kịp thời. Mức liều tích hợp toàn thân 100 mSv và liều tích hợp tuyến giáp 300 mSv đối với

người dân trong khu vực dân cư thấp khi nước cạn gần hết chưa gây ảnh hưởng tức thời đến

sức khỏe nhưng do phóng xạ vẫn liên tục bị phát tán nên cần được sơ tán.

3.2.3.3. Liên hệ kết quả mô phỏng sự cố mất điện SFP với sự cố tại SFP số 4 – nhà

máy điện hạt nhân Fukushima Daiichi - năm 2011.

Mặc dù có một số khác biệt trong thiết kế của bể chứa nhiên liệu thải của lò nước nhẹ

áp lực (PWR) và lò nước sôi (BWR) như chúng tôi đã trình bày trong phần 1.3.2.1 nhưng về

mặt nguyên tắc hoạt động thì các bể chứa nhiên liệu thải đều tương tự nhau. Phần này chúng

tôi sẽ liên hệ kết quả mô phỏng sự cố mất điện được trình bày trong phần 3.2.3 với sự cố

mất điện tại bể chứa nhiên liệu thải số 4 của nhà máy điện hạt nhân Fukushima Daiichi,

Nhật Bản xảy ra vào năm 2011.

Trong thảm họa động đất, sóng thần xảy ra tại Nhật Bản vào tháng 3 năm 2011, lò

phản ứng số 4 của nhà máy điện hạt nhân Fukushima Daiichi đang tạm ngưng hoạt động,

sóng thần làm mất điện và hư hỏng toàn bộ hệ thống điện dự phòng làm cho hệ thống làm

mát của bể nhiên liệu thải không hoạt động. Bên cạnh đó còn xảy ra nổ hyđrô làm kết cấu

gian lưu trữ nhiên liệu thải hư hỏng nặng, hệ thống làm mát của bể bị phá hủy trong vụ nổ.

Tepco đã nối hệ thống ống tạm thời để bơm nước vào bể để làm mát và gắn thêm các cột trụ

thép để ngăn chặn nguy cơ bể sụp đổ.

Trong bể chứa nhiên liệu thải số 4 có khoảng 1300-1500 bó nhiên liệu thải với công

suất nhiệt sinh ra khoảng 2 MW (công suất nhiệt phân rã của bể trong sự cố mất điện mô tả

ở phần 3.2.3 khoảng 2,3 MW).

Trong sự cố mất điện tại nhà máy điện hạt nhân Fukushima, lượng chất thải phóng xạ

phát tán từ bể chứa nhiên liệu thải số 4 không được công bố và có nhiều thông tin trái chiều

nhưng có thể được ước tính cơ bản: [37]

- Tổng số bó nhiên liệu 1331-1535

- Kim loại nặng 228 tấn - Cs-137 1018 Bq - Cs-134 1018 Bq - Sr-90 6.1017 Bq - Pu-238 đến 241 1016 Bq

Trong sự cố, khoảng 10% chất phóng xạ rắn bị phát tán ra khu vực xung quanh (2%

xuống đất Nhật Bản và 8% xuống biển Thái Bình Dương). Sự phát tán chất phóng xạ rắn có

thể do hơi nước hoặc xảy ra cháy Zicaloy. Các kết quả kiểm tra phóng xạ đất tại phía đông

tỉnh Fukushima cho thấy đất bị ô nhiễm phóng xạ nghiêm trọng (phóng xạ Ce trên 5000

Bq/m3 và ô nhiễm Cs-137, Cs-134, Sr-90,…). Chất thải Pu không hòa tan nhưng khả năng

gây ung thư rất cao khi hít hoặc nuốt phải.

Từ kết quả phân tích sự cố mất điện bể nhiên liệu thải trong phần 3.2.3 cũng cho thấy

sự phát tán các chất phóng xạ rắn vào bể khi che phủ nhiên liệu thất bại. Các chất thải này

có thể thoát ra ngoài theo nước hoặc phát tán theo hơi nước.

Qua việc so sánh kết quả mô phỏng và sự cố tại bể nhiên liệu thải số 4, chúng tôi nhận

thấy phần mềm mô phỏng PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1 có xuất ra giá trị phóng xạ phát

tán nhưng không thể hiện được tình trạng kết cấu của bể. Khi sử dụng phần mềm cần lưu ý

điều này để có được nhận định kết quả mô phỏng phù hợp với thực tế hơn.

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ

Kết luận:

Luận văn này chúng tôi đã:

- Tìm hiểu lý thuyết về nhiên liệu thải, bể chứa nhiên liệu thải.

- Sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1 để khảo sát

+ Sự thay đổi lưu lượng nước vòng thứ cấp

+ Sự cố mất điện của bể chứa nhiên liệu thải từ lò phản ứng nước nhẹ áp lực 2 vòng,

đối chiếu với sự cố bể nhiên liệu thải số 4 nhà máy điện hạt nhân Fukushima.

Chúng tôi nhận thấy:

- Thành phần và thuộc tính nhiên liệu thải rất phức tạp và phụ thuộc vào nhiều yếu tố

(loại nhiên liệu, loại lò phản ứng, độ đốt chảy của nhiên liệu, thời gian lấy ra, môi trường

lưu trữ…). Do nhiệt phân rã và phóng xạ từ các bó nhiên liệu thải giảm nhanh trong thời

gian đầu nên với thời gian lưu trữ từ 3 đến 5 năm trong bể lưu trữ nhiên liệu thải đủ để giảm

công suất nhiệt phân rã khoảng 500 lần so với khi vừa lấy ra khỏi lò. Nhiên liệu lúc này có

thể được chuyển sang hình thức lưu trữ khô kinh tế hơn hoặc đem đi xử lý.

- Sự cố mất điện bể nhiên liệu thải có thời gian diễn biến dài (sự cố chúng tôi mô

phỏng diễn biến trong 11 ngày và mất 7,8 ngày để nhiên liệu thải bắt đầu phát tán). Nếu

không được khắc phục kịp thời, sự cố mất điện sẽ dẫn đến việc phát tán lượng lớn phóng xạ

gây nguy hiểm cho sức khỏe con người và ảnh hưởng đến môi trường. Do đó, ngoài việc

nâng cao kỹ thuật an toàn trong các nhà máy điện hạt nhân, việc trang bị các thiết bị xử lý

sự cố kịp thời (hệ thống bơm phụ trợ, trực thăng bơm nước...) cùng với kinh nghiệm xử lý

của các nhân viên vận hành là hết sức quan trọng để góp phần hạn chế sự phát tán phóng xạ.

-Phần mềm PCTRAN/ SFP có giao diện dễ sử dụng, có thể thay đổi thông số của bể,

được sử dụng ở một số nước: Đức, Nhật Bản, Hàn Quốc...

-Với những ưu, nhược điểm của phần mềm PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1 đã đưa ra

trong phần 2.2.1, phần mềm này có thể được sử dụng rộng rãi trong công tác giảng dạy điện

hạt nhân ở Việt Nam.

Kiến nghị:

Phần mềm PCTRAN/ SFP có khả năng mô phỏng 6 sự cố cùng với việc điều chỉnh

bằng tay các máy bơm và khả năng tùy chỉnh các thông số ban đầu. Trong đề tài này, chúng

tôi chỉ khảo sát hoạt động của bể theo lưu lượng nước vòng tuần hoàn thứ cấp và tập trung

phân tích sự cố mất điện. Có thể sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1 để phân

tích thêm các sự cố khác: mất nước, mất chất hấp thụ nơtron, tai nạn thùng rơi và khảo sát

thêm sự thay đổi lưu lượng nước vòng tuần hoàn sơ cấp ảnh hưởng đến hoạt động của bể.

Việc sử dụng phiên bản mới của phần mềm là PCTRAN Pool Reactor phiên bản 1.0.2

mô phỏng lò phản ứng dùng nhiên liệu thải được IAEA tài trợ cho Việt Nam sẽ góp phần

vào việc tìm hiểu công nghệ này để có thể bắt kịp công nghệ trong các nhà máy điện hạt

nhân sẽ được xây dựng ở Việt Nam sau này.

TÀI LIỆU THAM KHẢO

Tiếng Việt

1. Ngô Quang Huy, Vật lý lò phản ứng hạt nhân, Đại học Quốc gia Hà Nội, tr.170-204.

2. Vương Hữu Tấn (2011), Tuyển tập các thuật ngữ cơ bản về năng lượng hạt nhân, Cơ

quan Năng lượng Nguyên tử Nhật Bản cùng hợp tác với Viện Năng lượng nguyên tử

Việt Nam.

3. Bộ Khoa học và công nghệ (2012), Thông tư quy định về kiểm soát và bảo đảm an toàn

bức xạ trong chiếu xạ nghề nghiệp và chiếu xạ công chúng.

Tiếng Anh

4. Advisory Committee on Reactor Safeguards (ACRS) (2000), Technical Study of Spent

Fuel Pool Accident Risk at Decommissioning Nuclear Power Plants.

5. Alvarez R., Beyea J., Janberg K., Kang J., Lyman E., Macfarlane A., Thompson G. and

Frank N. (2003), Reducing the Hazards from Stored Spent Power-Reactor Fuel in the

United States, Science and Global Security, pp.1–33.

6. Christian Parenti (2011), "Fukushima's Spent Fuel Rods Pose Grave Danger" The Nation

7. Dababneh S. (2011), Nuclear Reactor Theory, pp.11.

8. Dan Sarles (2010), Nuclear Waste Storage in America, Energy Law Final.

9. IAEA (1997), Further Analysis of Extended Storage of Spent Fuel, Final Report of a

Coordinated Research Programme on the Behaviour of Spent Fuel Assemblies

during Extended Storage (BEFAST-III) 1991-1996, pp.9-36.

10. IAEA (2009), Nuclear Fuel Cycle Information System.

11. IAEA (2010), Operating Experience and Condition Assessment of Spent Fuel Dry

Storage Silos and Spent Fuel Pool at Embalse NPP.

12. IAEA (2008), Spent Fuel Reprocessing Options.

13. IAEA (1999), Survey of Wet and Dry Spent Fuel Storage, pp.17.

14. Johnson A.B. (1977), Behavior of Spent Nuclear Fuel in Water Pool Storage, Pacific

Northwest Laboratory, pp.48-51.

15. Kopecky J. (1997), Atlas of Neutron Capture Cross Sections, Netherlands Energy

Research Foundation ECN.

16. Mitsubishi Heavy Industries, Ltd (2009), Thermal-Hydraulic Analysis for US-APWR

Spent Fuel Racks.

17. Nichols A.L. (2002), Nuclear Data Requirements for Decay Heat Calculations,

International Atomic Energy Agency, Nuclear Data Section, Department of Nuclear

Sciences and Applications, Vienna, Austria.

18. Nichols A. L., Aldama D. L., Verpelli M. (2008), Handbook of Nuclear Data for

Safeguards: Database Extensions, IAEA, pp105-106.

19. Richard F. Dudley (2000), Transmittal of Draft Final Technical Study of Spent Fuel

Pool Accident Risk at Decommissioning Plants and Federal Register Notice

Requesting Public Comments on Technical Study, Office of Nuclear Reactor

Regulation.

20. Thiollay N., Chauvin J.P., Roque B., Santamaria A., Pavageau J., Hudelot J.P. and

Toubon H., Burnup Credit for Fission Product Nuclides in PWR (UO2) Spent Fuels,

CEA – Cadarache DRN/DER. pp.2-9.

21. The National Academy of Sciences, (April 06, 2005), Report on “Safety and Security of

Commercial Spent Nuclear Fuel.

22. Union of Concerned Scientists (2001), Spent Fuel Security, pp.1-3.

23. U.S. Department of Energy (1993), Doe Fundamentals Handbook Nuclear Physics and

Reactor Theory Volume 2 of 2, pp.33.

24. United States Nuclear Regulatory Commission (2008), Millstone Unit 3.

25. Westinghouse (2011), Westinghouse AP1000 Nuclear Power Plant Spent Fuel Pool

Cooling, pp.6-7.

PHỤ LỤC

PHỤ LỤC 1. CÁC THÔNG SỐ CƠ BẢN CỦA BỂ NHIÊN LIỆU THẢI

Input Data

Database: C:\Program Files (x86)\PCTran SFP\ListData.mdb

Table: BasicData

SET: 1

Description: Spent fuel Pool Metric

POWER

3293

Rated Thermal Power per core (MW)

Công suất nhiệt trung bình

2 RCP

Heat removal system heat input (MWt)

Số hệ thống làm mát

110 WDR0

Nominal pool drain flow (m3/hr)

Lưu lượng nước thất thoát thông thường

110 WCH0

Charging flow (m3/hr)

Lưu lượng nước bổ sung

880 WCL0

HX 2nd Water flow rate (m3/hr)

Lưu lượng nước vòng tuần hoàn thứ cấp của bộ

trao đổi nhiệt

110 UO2MS

Khối lượng UO2

110 WFR0

fuel UO2 mass (ton) Fire water pump flow rate (m3/h)

Lưu lượng nước của bơm ngừa cháy nhiên liệu

770 WFP0

Fuel pool pump flow rate (m3/h)

Lưu lượng bơm trung bình

USTC

0.0001

Core uncovery steam cooling effectiveness as

Tỉ lệ làm mát của hơi so với khả năng làm mát

fraction of water cooling

bằng nước

30 TF0

Initial average fuel temperature (C)

Nhiệt độ trung bình bên trong nhiên liệu

14.3 WSP0

Building spray flow rate (m3/hr)

Lưu lượng dòng phun tia nước ngừa hỏa hoạn

35 TRB0

initial containment temperature (C)

Nhiệt độ bên trong tòa nhà

1.03 PRB0

initial containment pressure (Bar)

Áp suất bên trong tòa nhà

3.67 HCOR

Fuel length (m)

Chiều cao thanh nhiên liệu

11 LWRB0

initial sump water level (m)

Mức nước trong bể chứa nhiên liệu

120 ARB

Spent fuel pool cross section area (m2)

Diện tích bể chứa nhiên liệu thải

10000

VRB

Fuel handling building total volume (m3)

Tổng dung tích tòa nhà chứa nhiên liệu

1000

RLK0

FHB leakage flow rate (m3/h)

Lưu lượng nước FHB thất thoát

1000

TANK0

Makeup tank water inventory (m3)

Lưu lượng nước bổ sung tối đa (trùng lặp bên dữ

kiện Thermal

TKMIN

5 Makeup tank water minimum inventory m3)

Lượng nước bổ sung dự trữ tối thiểu

0.0065

BETA

Effective delay neutron fraction

Hiệu ứng làm chậm nơtron

-0.006

AKDP

Fuel (Doppler) reactivity coefficient ($/C)

Hệ số hiệu ứng đốplơ

-0.105

AKMD

Moderator temperature reactivity coefficient ($/C) Hệ số hiệu ứng chất làm mát

ALIF

0.00002

Neutron lifetime (sec)

Thời gian tồn tại của nơtron

AKCHG

0.00001

Boron concentration constant

Nồng độ của Bo bình thường

ALDA

0.0676

Average decay constant (1/sec)

Hằng số phân rã trung bình

RODS

120000

Number of rods

Tổng số thanh nhiên liệu

ROUT

0.56 Clad outside radius (cm)

Bán kính ngoài của vỏ bọc nhiên liệu

RIN

0.48 Clad inside radius (cm)

Bán kính trong của vỏ bọc nhiên liệu

BRTH

0.000347

Breathing rate (m3/sec)

Tỉ lệ trao đổi khí

XOQEAB

0.000247

X/Q at exclusion area boundary (sec/m3)

X/Q ở ranh giới khu vực kiểm soát

XOQLPZ

0.0000722

X/Q at low population zone (sec/m3)

X/Q ở khu vực dân cư thấp

RMB1

1.1 Radiation monitor 1 airborne (mSv/h)

Bức xạ theo dõi 1 – trong không khí

RMB2

2.2 Radiation monitor 2 area (cpm)

Bức xạ theo dõi 2 – khu vực xung quanh

RMB3

3.3 Radiation monitor 3 gamma (mSv/h)

Bức xạ theo dõi 3 – gamma

RMB4

4.4 RM 4 spare for future use

Bức xạ theo dõi 4 – sử dụng sau

RFIOD

0.01 Fraction of drained out fluid's iodine leakage into

Lượng I rò rỉ phân tán vào gian nhiên liệu thải

the SFP building

RFNG

0.01 Fraction of drained out fluid's nobe gases leakage

Sự rò rỉ khí phân hạch vào gian chứa nhiên liệu

into the SFP building

thải

LSUC

3.2 Suction elevation of the circulating pump from the

Độ cao của ống bơm tuần hoàn sơ cấp tính từ đáy

pool bottom (m)

bể

FAN

500 Ventilation fan flow capacity (m3/h)

Lưu lượng của quạt bơm lọc khí

RC87N

3.3 Pool

coolant

original Kr-87

equivalent

Hoạt độ Kr-87 trong nước ban đầu

concentration (Bq/cc)

PLORB

0.4 Plate-out or partition factor in the SFP Bldg

Hệ số vùng trong gian chứa nhiên liệu thải

DRFRB

0.1 Dose reduction factor in the SFP Bldg

Yếu tố giảm liều trong gian chứa nhiên liệu thải

PHỤ LỤC 2. THÔNG SỐ NHIỆT CỦA BỂ 30 NGÀY SAU KHI TẢI NHIÊN LIỆU THẢI VÀO BỂ -

BỂ HOẠT ĐỘNG BÌNH THƯỜNG

Database: C:\Program Files (x86)\PCTran SFP\ListData.mdb

Table: ICThermoData

IC: 1 Description: 30 days 25C

DT

,5

Time step size for run (sec)

Bước thời gian khi chạy mô phỏng

TINT

0 run initiation time (sec)

Thời điểm bắt đầu

ANS

1 Decay heat level as multiplier to American

Mức độ nhiệt phân rã được chuẩn từ bảng 5.1 của cơ

Nuclear Standard 5.1 decay heat table

quan hạt nhân Hoa Kỳ.

TSCRAM

30 Days after shutdown of latest discharge (days)

Số ngày kể từ lần tắt lò gần nhất (nhiên liệu thải được tải

thêm vào bể)

1 TSCRAM

630 Days after shutdown of previous discharge

Số ngày kể từ lần tải nhiên liệu vào bể trước đó (lần tải

thứ 2 gần nhất)

(days)

2 TSCRAM

1000

Days after shutdown of 2nd previous discharge

Số ngày kể từ các lần tải nhiên liệu vào bể trước lần thứ 2

gần nhất

(days)

3 SFA1

,35

Spent fuel as fraction of core for latest discharge

Số bó nhiên liệu từ lần tải nhiên liệu gần nhất

SFA2

,34

Spent fuel as fraction of core for previous

Số bó nhiên liệu từ lần tải thứ 2 gần nhất

discharge

SFA3

,35

Spent fuel as fraction of core for 2nd previous

Số bó nhiên liệu từ các lần tải nhiên liệu vào bể trước lần

discharge

thứ 2 gần nhất

2200

Boron concentration (ppm)

Nồng độ Bo

CNBR

Initial/snapped I

Trạng thái hoạt động ban đầu

IRUN

0 Clad damage fraction (%)

Độ hư hại thanh nhiên liệu

FRCL

0 Reactor at power/tripped

Lò phản ứng đang hoạt động/tắt

ICORE

1 LVCR

3,67

Core water level from bottom of the core (M)

Mức nước của thanh kể từ đáy thanh (độ cao của thanh

nhiên liệu)

Fuel pool temperature (°C)

Nhiệt độ ban đầu của nước trong bể

TRB

35 Containment water level (M)

Mức nước ban đầu trong bể

LWRB

10 120,3514

Submerged fuel average temperature (°C)

Nhiệt độ trung bình của nhiên liệu trong bể

TFSB

120,3514

Peak fuel temperature (°C)

Nhiệt độ cao nhất của nhiên liệu

TFPK

Normalized neutron flux

Chuẩn hóa thông lượng nơtron

QN

1 Peak clad temperature (°C)

Nhiệt độ cao nhất của vỏ nhiên liệu

TPCT

120 22000

Makeup tank water inventory, ton

Lượng nước bổ sung dự trữ (tấn)

TKLV

HPI and EFW temperature(°C)

Nhiệt độ nước đầu vào vòng loại bỏ thứ cấp

TEMP

25 SPF Inlet temperature(°C)

Nhiệt độ nước đầu vào vòng tuần hoàn sơ cấp của bộ trao

TRBIn

29 đổi nhiệt

TCROut

28 Circulating water outlet temp(°C)

Nhiệt độ nước đầu ra vòng tuần hoàn thứ cấp bộ trao đổi

nhiệt

QHX

5133

HX heat removal rate

Công suất loại bỏ nhiệt

UA

115 heat transfer coefficient

Hệ số truyền nhiệt

TBOIL

999999

Time to boiling (hr)

Thời gian sôi

TUNC

999999

Time to fuel uncovery (hr)

Thời gian để nhiên liệu hư hại

RH0

-8

Total reactivity ($)

Hiệu ứng toàn phần

PHỤ LỤC 3. CÁC GIÁ TRỊ XUẤT RA TRONG MÔ PHỎNG

STT

Tiếng Anh

Tiếng Việt

Đơn vị

Ký hiệu

Giá trị ban đầu*

1 Time 2 Temp SFP Inlet 3 Temp Peak clad 4 Temp SFP 5 Level SFP water 6 Flow Makeup 7 Rad Monitor Airborne 8 Rad Monitor Area (CPM)

0 36,80051422 40 11 0 1,1 2,200000525

TIME TSFPIn TPCT TSFPOut LSFP WMU RM1 RM2

Thời gian Nhiệt độ SFP nhận vào Nhiệt độ đỉnh vỏ nhiên liệu Nhiệt độ nước chân nóng sơ cấp Mức nước Lưu lượng nước bổ sung Suất liều trong gian nhiên liệu Mức phóng xạ theo dõi tại các bộ phận phụ trợ Công suất nhiên liệu Công suất toàn phần

Tốc độ phát Iốt Tốc độ phát khí phân hạch Suất liều tuyến giáp EAB Suất liều toàn thân EAB

Sec °C °C °C M M3/h mSv/h CPM MW MW GBq/cc GBq/s GBq/s mSv/h mSv/h °C

9 Power Fuels (MW) 10 Power Total (MW) 11 Concentration I-131 Eq (GBq/cc) Hoạt độ riêng của Iốt 131 12 Rad Rel Rate Iodine 13 Rad Rel Rate Noble gases 15 Dose Rate EAB Thyroid (mSv/h) 16 Dose Rate EAB WB (mSv/h) 17 Temp Circulation Water Out (°C) Nhiệt độ nước chân ra nước làm mát

2,293741465 5,729275703 114,2765274 0,001064212 0,199583828 0,035544872 0,010968195 27,79666138

°C M3/h M3/h GBq/cc M3/h Lưu lượng nước thoát Lưu lượng nước cứu hỏa (bơm diesel) M3/h MW Công suất trao đổi nhiệt mSv Liều tích hợp tuyến giáp EAB mSv Liều tích hợp toàn thân EAB mSv/h Suất liều tuyến giáp LPZ mSv Liều tích hợp tuyến giáp LPZ

thyroid

99,13298035 1540 0 24387,32617 816,3265 0 5,729805 4,93679E-06 1,49294E-06 0,01039004 1,44306E-06

Qfuel Qtotal CI131 STRBI STRBG DTHY DWB TCRCOu t TFPK WSFP WDRN CKr87 WCLK Wfire QHX DTHYI DWBI DTHL DTHLI

Nhiệt độ đỉnh nhiên liệu 18 Temp Peak fuel (°C) Lưu lượng nước vòng sơ cấp 19 Flow SFP (M3/h) 20 Flow Drain (M3/h) Lưu lượng bổ sung 21 Concentration Kr-87 Eq (GBq/cc) Hoạt độ riêng Kr-87 22 Flow leakage 23 Flow Fire water (M3/h) 24 Power Heat Exchanger (MW) 25 Dose Integrated EAB Thyroid 26 Dose Integrated EAB WB 27 Dose Rate LPZ Thyroid 28 Dose Integrated LPZ (mSv)

mSv/h mSv

29 Dose Rate LPZ WB (mSv/h) 30 Dose Integrated LPZ WB

DWBL DWBLI

0,003206088 4,36399E-07

GBq

31 Released Noble gases (GBq)

R-NG

0,09979191

Suất liều toàn thân LPZ Liều lượng tích hợp LPZ toàn thân (Whole Body) Hoạt độ tổng lượng khí phân hạch thoát ra GBq Hoạt độ tổng lượng Iốt thoát ra GBq Hoạt độ tổng lượng khí Cesi thoát ra GBq Hoạt độ tổng lượng Telu thoát ra GBq Hoạt độ tổng lượng Stronti thoát ra GBq Hoạt độ tổng lượng Ruteni thoát ra GBq Hoạt độ tổng lượng Lantan thoát ra GBq Hoạt độ tổng lượng Cezi thoát ra GBq Hoạt độ tổng lượng Bari thoát ra Lưu lượng nước tuần hoàn M3/h Lưu lượng phun ngừa cháy nhiên liệu M3/h %dk/k %dk/k %dk/k %dk/k

32 Released Iodine (GBq) 33 Released Cs (GBq) 34 Released Te (GBq) 35 Released Sr (GBq) 36 Released Ru (GBq) 37 Released La (GBq) 38 Released Ce (GBq) 39 Released Ba (GBq) 40 Flow Circulation water (M3/h) 41 Flow SFP Spray (M3/h) 42 Reactivity Dropped Cask (%dk/k) Độ phản ứng do thùng bị rơi 43 Reactivity Doppler (%dk/k) 44 Reactivity Boron (%dk/k) 45 Reactivity Moderator

Độ phản ứng Doppler Độ phản ứng do Bo Độ phản ứng do chất làm chậm

Temp

R-Iod R-Cs R-Te R-Sr R-Ru R-La R-Ce R-Ba WCRC WSPY RHRD RHFL RHBR RHMT

0,000532106 0 0 0 0 0 0 0 1760 0 0 0 0 0

(%dk/k)

46 Reactivity Total (%dk/k)

Độ phản ứng toàn phần

%dk/k

-5,2

* Giá trị ban đầu khi bể hoạt động bình thường và nhiên liệu được tải vào bể 30 ngày trước đó

PHỤ LỤC 4. CÁC NGUYÊN TỐ PHÓNG XẠ ĐƯỢC SỬ DỤNG TRONG MÔ PHỎNG

IsotopeData Index 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52

ISTP I131 I132 I133 I134 I135 KR83M KR85M KR85 KR87 KR88 XE131M XE133M XE133 XE135M XE135 XE138 CO58 CO60 RB86 SR89 SR90 Y90 Y91 ZR95 NB95 MO99 TC99M RU103 RU106 SB127 TE127 TE127M TE129 TE129M TE132 CS134 CS136 CS137 BA140 LA140 CE141 CE144 PR143 ND147 NP239 PU238 PU239 PU240 PU241 AM241 CM242 CM244

FSIV 1220000 38500 0 0 0 0 0 1410000 0 0 0 0 729000 0 0 0 22900 372000 10100 8390000 14200000 14300000 11800000 19400000 25400000 14900 14300 15300000 17200000 8210 221000 218000 274000 421450 37400 7900000 205000 20200000 5190000 5970000 13200000 26400000 5440000 1540000 55900 451000 451000 130000 22900000 288000 1450000 227000

RLF ,5 ,5 ,5 ,5 ,5 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 ,00002 ,00002 0 ,02 ,02 0 0 0 1 1 1 ,002 ,000006 ,000006 ,000006 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0

HL 193,2 2,3 20,3 ,9 6,7 1,9 4,5 94300 1,3 2,8 287 54,2 126,5 ,3 9,1 ,3 1701,6 46428 448,8 1204,8 252288 252288 1404 1536 1536 64,8 64,8 895,2 8760 91,2 2616 2616 806,4 806,4 76,8 18396 316,8 262800 307,2 307,2 780 6830,4 326,4 264 57,6 768252 211116000 57465600 126144 3790452 3907,2 158556

CONV 1490000 14300 269000 37300 56000 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0

CNRC0 2,3 2,8 3,7 ,59 2,1 ,46 20 17 ,47 260 ,72 17 260 ,47 ,72 ,66 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0

EG ,381000012159348 2,33299994468689 ,60809999704361 2,52900004386902 1,63499999046326 5,00000023748726E-04 ,158999994397163 2,0000000949949E-03 ,792999982833862 1,95000004768372 3,00000002607703E-03 2,40000002086163E-02 3,04000005125999E-02 ,432000011205673 ,246999993920326 1,18299996852875 ,810000002384186 1,17299997806549 9,49999988079071E-02 9,00000013643876E-05 0 0 3,59999993816018E-03 ,75 ,764999985694885 ,100000001490116 ,119999997317791 ,519999980926514 9,99999974737875E-06 1 1 ,100000001490116 ,100000001490116 ,100000001490116 ,209999993443489 1,5 1,5 ,5 ,200000002980232 2 7,00000002980232E-02 ,100000001490116 1,40000004321337E-02 ,100000001490116 ,100000001490116 1,00000004749745E-03 9,99999974737875E-05 9,99999974737875E-05 9,99999974737875E-05 9,99999974737875E-05 9,99999974737875E-05 9,99999974737875E-05

PHỤ LỤC 5. CƠ SỞ CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU CHO NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN [10]

Giai đoạn

Chức năng

Mô tả

Quặng Urani được khai thác từ các mỏ Urani.

Sản xuất Urani

Mỏ Urani

Quặng Urani được sản xuất thành bánh vàng.

Chế biến quặng Urani

Urani được thu hồi từ quá trình sản xuất phốt phát.

Điều chế Urani từ phốt phát

Chuyển đổi

Chuyển đổi U3O8 thành UO2 làm nhiên liệu cho lò nước

Chuyển đổi thành UO2

nặng áp lực (PHWR).

Chuyển đổi U3O8 thành UO3 sau đó chuyển đổi thành UO2

Chuyển đổi thành UO3

hoặc UF6.

U3O8 được chuyển đổi thành UF4 sau đó chuyển thành UF6

Chuyển đổi thành UF4

để làm giàu hoặc thành kim loại Urani để sản xuất nhiên

liệu Magnox.

U3O8 hoặc UF4 được chuyển đổi thành UF6 để sử dụng

Chuyển đổi thành UF6

trong quá trình làm giàu.

Chuyển đổi thành kim loại

UF4 được chuyển đổi thành kim loại Urani để sản xuất

nhiên liệu Magnox.

Urani

UF6 nghèo được chuyển đổi thành U3O8 dùng trong lưu trữ

Tái chuyển đổi thành U3O8

hoặc sản xuất.

(Dep U)

Làm tăng tỉ lệ U-235 so với U-238.

Làm giàu

Làm giàu Urani

Sản xuất nhiên liệu Urani

Tái chuyển đổi thành bột

Chuyển đổi UF6 được làm giàu thành bột UO2.

UO2

Sản xuất nhiên liệu (thỏi

Sản xuất thỏi nhiên liệu từ bột UO2.

Urani)

Sản xuất bó nhiên liệu từ các thỏi nhiên liệu (một số cơ sở

Sản xuất bó nhiên

liệu

thực hiện cả ba giai đoạn: Bột Urani, thỏi Urani và Bó

Urani

nhiên liệu.

Sản xuất nhiên liệu cho các lò phản ứng dùng trong nghiên

Sản xuất nhiên liệu cho lò

cứu.

nghiên cứu

Sản xuất nhiên liệu Pebble cho các lò phản ứng “Pebble

Sản xuất nhiên liệu dạng

bed”.

thạch anh (Pebble)

Các lò phản ứng phân hạch (đốt) nhiên liệu.

Đốt nhiên liệu(Irradiation)

Các bể chứa nhiên liệu thải được đặt ngay cạnh lò phản

Lưu trữ nhiên liệu thải

Bể lưu trữ nhiên liệu dạng

ứng và thường là các bể phản ứng (reactor pool).

trong nhà máy điện

Được đặt bên ngoài lò phản ứng và nhiên liệu thải được

Lưu trữ ướt xa nhà máy

lưu trữ trong các bể nước.

(AFR – Away from reactor)

Được đặt bên ngoài lò phản ứng và nhiên liệu thải được

lưu trữ trong các thùng khô.

Lưu trữ khô xa nhà máy

Nhiên liệu thải được tái sản xuất thành các vật liệu hạt

Tái chế và xử lý nhiên liệu

Tái chế nhiên liệu

nhân có thể sử dụng lại được.

thải

Urani được tái chế thành U3O8.

Tái chuyển đổi thành U3O8

(Rep. U)

Urani và Plutoni được sản xuất thành dạng bột MOX.

Đồng

chuyển đổi

(Co-

conversion) thành nhiên liệu

dạng bột MOX (…)

Bột MOX được nén thành thỏi.

Sản xuất nhiên liệu thành

thỏi MOX

Các thỏi MOX được sản xuất thành các bó nhiên liệu

Sản xuất nhiên liệu thành

MOX.

bó MOX

Nhiên liệu thải đủ điều kiện để đưa đi lưu trữ lâu dài hoặc

Chuyển đổi nhiên liệu thải

vĩnh viễn.

(spent fuel conditioning)

Nhiên liệu thải sẵn sàng được đưa đi lưu trữ vĩnh cửu.

Xử lý nhiên liệu thải

Nước nặng được sản xuất cho các lò nước nặng áp lực.

Các hoạt động công nghiệp

Sản xuất nước nặng

Hợp kim Ziconi được sản xuất.

liên quan

Sản xuất hợp kim Ziconi

Các thanh vỏ bọc nhiên liệu bằng Ziconi được sản xuất.

Sản xuất vỏ bọc nhiên liệu

Sản xuất các cấu trúc khác trong bó nhiên liệu từ Ziconi.

từ hợp kim Ziconi

Tất cả các khâu vận chuyển giữa các công đoạn được thực

Giao thông vận tải

hiện liên kết chặt chẽ với nhau.

Tất cả các chất thải phóng xạ sẽ được phân loại để tái chế,

Quản lý chất thải

lưu trữ tạm thời hoặc vĩnh viễn.

PHỤ LỤC 6. THANG SỰ CỐ HẠT NHÂN QUỐC TẾ

(INES – INTERNATIONAL NUCLEAR EVENT SCALE) [2]

Cấp độ

Tiêu chuẩn

Ví dụ tham khảo

Tiêu chuẩn 1:

Tiêu chuẩn 2:

Tiêu chuẩn 3:

Ảnh hưởng bên ngoài

Ảnh hưởng bên

Suy giảm phòng

trong

vệ chiều sâu

Sự cố

7. Tai nạn rất

Chất phóng xạ rò rỉ ra

Lò phản ứng số 4

nghiêm trọng

bên ngoài nghiêm trọng.

của nhà máy phát

Chất phóng xạ rò rỉ ra

điện

hạt

nhân

bên ngoài tương đương

Chernobyl

(năm

khoảng vài chục nghìn

1986)

Terra Becquerel

Tai

nạn

Là tai nạn lớn. Chất

nghiêm trọng

phóng xạ rò rỉ ra bên

ngoài khá nhiều. Chất

phóng xạ rò rỉ ra bên

ngoài

tương

đương

khoảng vài nghìn đến

vài chục nghìn Terra

Bequerel

5. Tai nạn đi

Một lượng tương đối

Lõi lò phản ứng

Lò phản ứng số 2

cùng với ảnh

chất phóng xạ rò rỉ ra

bị

tổn

hại

của nhà máy điện

ra bên

hưởng

bên ngoài. Tâm lò phản

nghiêm trọng

hạt nhân Three–

ứng và tường chắn bức

Mile

Island

(năm

ngoài

1979)

xạ bị phá hỏng nghiêm

trọng

Tai

nạn

Một

lượng nhỏ chất

Lõi lò phản ứng

Sự cố nhà máy điện

không đi cùng

phóng xạ bị rò rỉ ra bên

bị tổn hại khá

hạt

nhân

Saint

với ảnh hưởng

ngoài. Mức độ phơi

nghiêm

trọng/

Laurent (năm 1980)

nhiễm khoảng vài mSv

đáng kể ra bên

Lượng nhiễm xạ

Nhà máy chế tạo

ngoài

đối với cá nhân trong

gây chết nhân

nguyên liệu Tokai–

Mura (năm 1999)

cộng đồng

viên bên trong

cơ sở

Hiện

3. Sự cố nghiêm

Một

lượng nhỏ chất

Bên trong bị ô

Mất phòng vệ

Sự cố cháy nổ các

tượng

trọng

phóng xạ bị rò rỉ ra bên

nhiễm nghiêm

chiều sâu

thiết bị làm cứng

ngoài. Mức độ phơi

trọng bởi chất

nhựa đường (năm

bất

nhiễm khoảng vài mSv

phóng xạ/ lượng

1997)

thườn

phơi nhiễm ở

đối với cá nhân trong

Sự cố nhà máy điện

mức gây ra các

cộng đồng

hạt nhân Van de los

ảnh hưởng cấp

(năm 1989)

tính

2. Hiện

tượng

Bên trong bị ô

Phòng vệ chiều

Sự cố ở lò phản ứng

bất thường

nhiễm

khá

sâu bị suy yếu

số 3 nhà máy điện

nghiêm

trọng

hạt nhân Leningrad

bởi chất phóng

(năm 1992)

xạ/ lượng phơi

Sự cố vỡ ống truyền

nhiễm vượt quá

ở lò phản ứng số 2

mức giới hạn

của nhà máy điện

Quảng Tây

(năm

cho phép trong

1991)

một năm

theo

quy định

1. Bất thường

Sai

lệch khỏi

phạm vi giới

hạn vận hành

Dưới

0. Dưới mức

0+ Sự cố gây

mức

đánh giá

ảnh hưởng

đánh

đến

toàn

giá

0– Sự cố có

liên quan

đến

toàn

Không thuộc đối tượng

Hiện tượng không ảnh hưởng gì đến vấn đề an toàn

đánh giá

PHỤ LỤC 7. BẢNG MỘT SỐ SẢN PHẨM PHÂN HẠCH VÀ PHÂN RÃ CHUỖI CỦA CHÚNG [17]

PHỤ LỤC 8. CÁC PHẢN ỨNG (γ, n)

T1/2

Eγ(MeV)

En(MeV)

Hiệu suất* (nơtron/s 29 x 104

14,8 giờ

2,76

0,8

14,8 giờ

2,76

0,2

2,6 giờ

2,7

0,2

0,3

2,6 giờ

1,8; 2,1; 2,7

0,15; 0,3

2,9

14 giờ

2,5

0,13

6,9

14 giờ

1,8; 2,2; 2,5

0,2

5,9

54 phút

1,8; 2,1

0,2

0,8

60 ngày

1,67

0,02

40 giờ

2,5

0,15

0,7

Nguồn 24Na + D2O 24Na + Be 56Mn + D2O 56Mn + Be 72Ga + D2O 72Ga + Be 116In + Be 124Sb + Be 140La + D2O 140La + Be

40 giờ

2,5

0,6

0,2

* Hiệu suất tính trên mỗi mg hạt nhân nguồn phóng xạ.

Luận văn Thạc sĩ Vật lí: Phân tích sự cố mất điện bể chứa thanh nhiên liệu thải từ lò PWR – 2 vòng bằng phần mềm PCTRAN/SFP

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH

Phạm Gia Khánh

PHÂN TÍCH SỰ CỐ MẤT ĐIỆN BỂ

CHỨA THANH NHIÊN LIỆU THẢI

TỪ LÒ PWR – 2 VÒNG BẰNG PHẦN

MỀM PCTRAN/ SFP

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÍ

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH

Phạm Gia Khánh

PHÂN TÍCH SỰ CỐ MẤT ĐIỆN BỂ

CHỨA THANH NHIÊN LIỆU THẢI

TỪ LÒ PWR – 2 VÒNG BẰNG PHẦN

MỀM PCTRAN/ SFP

Chuyên ngành: Vật lí nguyên tử

Mã số:

60 44 01 06

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÍ

TS. Võ Hồng Hải

Thành phố Hồ Chí Minh - 2013

LỜI CẢM ƠN

MỤC LỤC

LỜI CẢM ƠN .............................................................................................................. 1

MỤC LỤC .................................................................................................................... 2

DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU, CÁC CHỮ VIẾT TẮT ............................................ 4

MỞ ĐẦU ....................................................................................................................... 5

CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN VỀ CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU VÀ BỂ CHỨA NHIÊN LIỆU THẢI CHO NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN .................................... 7

CHƯƠNG 2. GIỚI THIỆU VỀ PHẦN MỀM PCTRAN/ SFP CỦA MICRO- SIMULATION TECHNOLOGY ............................................................................. 47

CHƯƠNG 3. KHẢO SÁT HOẠT ĐỘNG CỦA BỂ NHIÊN LIỆU THẢI THEO LƯU LƯỢNG NƯỚC LÀM MÁT VÀ PHÂN TÍCH SỰ CỐ MẤT ĐIỆN (LOSS OF AC POWER) BẰNG PHẦN MỀM PCTRAN/ SFP ........................................ 60

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ................................................................................... 80

TÀI LIỆU THAM KHẢO ........................................................................................ 82

PHỤ LỤC ................................................................................................................... 84

DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU, CÁC CHỮ VIẾT TẮT

Viết tắt AFR

Tiếng Anh Away From Reactor

MỞ ĐẦU

CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN VỀ CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU VÀ BỂ

CHỨA NHIÊN LIỆU THẢI CHO NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN

1.1. Chu trình nhiên liệu của nhà máy điện hạt nhân

1.2. Nhiên liệu thải

/

) i n a r U n ấ T W

( t ấ u s g n ô C

Thời gian từ khi lấy ra khỏi lò phản ứng

1.3. Bể nhiên liệu thải

0,05 – 0,1 ppm - -

CHƯƠNG 2. GIỚI THIỆU VỀ PHẦN MỀM PCTRAN/ SFP CỦA

MICRO-SIMULATION TECHNOLOGY

2.1. Giới thiệu phần mềm PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1

2.2. Hướng dẫn sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP

3

1

9

4

8

6

7

5

2

25

16

20

18

11

14

13

22

23

21

24

17

15

19

10

12

CHƯƠNG 3. KHẢO SÁT HOẠT ĐỘNG CỦA BỂ NHIÊN LIỆU

THẢI THEO LƯU LƯỢNG NƯỚC LÀM MÁT VÀ PHÂN TÍCH SỰ

CỐ MẤT ĐIỆN (LOSS OF AC POWER) BẰNG PHẦN MỀM