NGUYỄN AN SƠN OPR1000 VÀ CÁC BÀI THỰC HÀNH MÔ PHỎNG NHÀ XUẤT BẢN ĐẠI HỌC QUỐC GIA TP HỒ CHÍ MINH

NGUYỄN AN SƠN

OPR1000 VÀ CÁC BÀI
THỰC HÀNH MÔ PHỎNG

NHÀ XUẤT BẢN ĐẠI HỌC QUỐC GIA TP HỒ CHÍ MINH

Lời mở đầu

Vật lý Lị phản ứng (LPU) hạt nhân là mơn học bắt buộc trong
đào tạo Kỹ thuật hạt nhân, Công nghệ hạt nhân, Vật lý hạt nhân.
Trong quá trình đào tạo, Lý thuyết LPU hạt nhân được chú trọng.

Ở các nước có sử dụng nhà máy điện hạt nhân, để tiến hành công
tác vận hành LPU, thì việc thực hành trên hệ mơ phỏng ln là cần
thiết cho các kỹ sư vận hành LPU.

Trong khuôn khổ hợp tác giữa Trường Đại học Đà Lạt với Công
ty Thủy điện và Điện hạt nhân Hàn Quốc (KHNP), Trường Đại học
Hanyang, Hiệp hội Hạt nhân Hàn Quốc (KNA), hệ mô phỏng hoạt
động của lõi LPU OPR1000 được tài trợ.

Để phục vụ cho việc tính tốn các thông số vật lý của LPU nhằm
đưa ra các khuyến cáo về an toàn khi vận hành, các dự báo rủi ro khi
vận hành trên LPU cải tiến dạng nước áp lực OPR1000 (Optimized
Power Reactor 1000 MWe - OPR1000); đồng thời cung cấp thiết bị
huấn luyện cho các kỹ sư, giảng dạy các chuyên ngành công nghệ và
kỹ thuật hạt nhân, Công ty Điện lực Hàn Quốc KEPCO (Korea
Electric Power Corporation - KEPCO) và Công ty KHNP đã thiết
kế, chế tạo hệ mô phỏng lõi lò OPR1000 - Core Simulator OPR1000
(CoSi OPR1000). Các thông số, số liệu của CoSi OPR1000 được lấy

từ số liệu vận hành (số liệu thực) của hai nhà máy điện hạt nhân Shin-
Kori 1 và 2. Đến nay, thiết bị CoSi OPR1000 đã cải tiến qua bốn giai
đoạn nhằm tiến gần đến giá trị vận hành thực của Lị OPR1000.
Ngồi việc khuyến cáo an tồn khi vận hành Lị OPR1000, hệ CoSi
OPR1000 cịn làm nhiệm vụ nâng cao trình độ vận hành cho các
nhân viên của nhà máy điện hạt nhân.

Với mục đích trang bị cho người học những kiến thức trong vận
hành, mô phỏng LPU OPR1000, cuốn sách OPR1000 và các bài
thực hành mô phỏng được biên soạn. Nội dung cuốn sách gồm các
phần chính sau:

Phần I - Tổng quan - trình bày tổng quan các quá trình phát triển

i

nhà máy điện hạt nhân trên thế giới; một số thông số thiết kế, xây
dựng nhà máy điện hạt nhân sử dụng loại LPU OPR1000.

Phần II - Cơ sở lý thuyết - trình bày tổng quan lý thuyết về ảnh
hưởng của công suất, thông lượng neutron,… do tác động bởi sự thay
đổi nồng độ boron, vị trí thanh điều khiển.

Phần III - Các bài thực hành trên hệ mô phỏng CoSi OPR1000.

Bài thí nghiệm số 1. Khảo sát cấu hình của hệ thiết bị mơ phỏng
và chức năng của phần mềm điều khiển - Phần mềm CoSi bao gồm:
mơ-đun kiểm tra thơng số chính của LPU, mô-đun biểu đồ theo thời
gian thực, mô-đun vận hành thanh điều khiển, mô-đun thiết lập người
dùng, mô-đun thể hiện mơ hình 2D, 3D của lõi LPU, mơ-đun cảnh

báo cơng suất cao, mơ-đun thiết lập trao đổi các nhóm thanh dập lò
và RAST-K; cách kết nối vận hành CoSi OPR1000 bằng nhiều hệ
máy tính ghép nối sử dụng phần mềm Teamviewer.

Bài thí nghiệm số 2. Đo độ phản ứng bằng cách thay đổi vị trí
thanh điều khiển - Xác định độ phản ứng của lò OPR1000 khi thay
đổi vị trí thanh điều khiển, khơng thay đổi pha loãng nồng động
boron; xác định độ phản ứng của lị OPR1000 theo vị trí thanh điều
khiển khi LPU đạt trạng thái tới hạn; xác định vị trí nhóm thanh điều
khiển để lò OPR1000 đạt trạng thái tới hạn; khảo sát sự phụ thuộc
độ phản ứng của lò OPR1000 theo vị trí thanh điều khiển khi khơng
có sự tham gia của boron trong chất trao đổi nhiệt; khảo sát khả năng
giới hạn an tồn lị OPR1000 dựa vào vị trí thanh điều khiển khi nồng
độ boron thấp (900 ppm).

Bài thí nghiệm số 3. Xác định hàm lượng boron ở trạng thái tới
hạn của lò phản ứng - Xác định hàm lượng boron ở trạng thái tới hạn
trong trường hợp rút hoàn toàn tất cả các nhóm thanh điều khiển và
nhóm thanh an tồn ra khỏi LPU - ARO (All Rod Out); xác định hàm
lượng boron ở trạng thái tới hạn trong trường hợp giữ nhóm thanh
an tồn SB ở vị trí sâu nhất trong lị, đồng thời rút tất cả các nhóm
thanh an tồn và điều khiển còn lại ra khỏi lò - ARI SB (All Rod In
SB); xác định hàm lượng boron ở trạng thái tới hạn trong trường hợp
giữ nhóm thanh điều khiển R1 ở vị trí sâu nhất trong lị, đồng thời

ii

rút tất cả các nhóm thanh an tồn và điều khiển còn lại ra khỏi lò -
ARI R1 (All Rod In R1); xác định hàm lượng boron ở trạng thái tới
hạn trong trường hợp cố định nhóm thanh điều khiển R5 ở vị trí 191

cm lị, đồng thời rút tất cả các nhóm thanh an tồn và điều khiển cịn
lại ra khỏi lị.

Bài thí nghiệm số 4. Khảo sát trạng thái tới hạn của lò phản ứng
bằng phương pháp điều chỉnh nhóm thanh an tồn - Khảo sát trạng
thái tới hạn của nhóm thanh an toàn SA trên toàn bộ chiều dài thanh;
khảo sát trạng thái tới hạn của nhóm thanh an tồn SB trên tồn bộ
chiều dài thanh.

Bài thí nghiệm số 5. Xác định hệ số đẳng nhiệt - Xác định hệ số
đẳng nhiệt của LPU OPR1000; xác định hệ số nhiệt độ của chất làm
chậm trong LPU OPR1000.

Bài thí nghiệm số 6. Khảo sát mối tương quan nhiệt độ và độ
phản ứng - Tiến hành khảo sát tìm mối tương quan nhiệt độ và độ
phản ứng ở trạng thái tới hạn của LPU OPR1000 theo hai cơ chế: cơ
chế làm mát (Cooling) và cơ chế nung nóng (Heating) vùng hoạt
LPU.

Bài thí nghiệm số 7. Khảo sát cơng suất tồn phần của lị phản
ứng - Xác định mối liên hệ giữa công suất và nhiệt độ chất làm chậm
trong lõi LPU; khảo sát mối liên hệ giữa công suất và độ phản ứng
khi đưa lần lượt các nhóm thanh điều khiển từ R5-R1 vào trong lõi
LPU; khảo sát mối liên hệ giữa công suất và độ phản ứng khi đưa
lần lượt các nhóm thanh an tồn SA, SB vào trong lõi LPU; khảo sát
cơng suất từ 100% ÷ 0% dưới sự ảnh hưởng của boron; khảo sát công
suất từ 75% ÷ 100%, sử dụng nhóm thanh điều khiển R5; khảo sát
cơng suất từ 100% ÷ 75%, sử dụng nhóm thanh điều khiển R5.

Bài thí nghiệm số 8. Khảo sát thông lượng neutron - Xác định

sự thay đổi thông lượng neutron nhiệt theo thời gian khi LPU đạt
trạng thái tới hạn, dưới tới hạn, trên tới hạn.

Bài thí nghiệm số 9. Xác định điểm tới hạn bảo đảm trạng thái
an toàn của lò phản ứng bằng tỉ số tốc độ đếm - Xác định điểm tới
hạn bảo đảm trạng thái an tồn của lị phản ứng bằng tỉ số tốc độ đếm
khi vị trí các thanh điều khiển đều nằm vị trí cao nhất trong lị phản

iii

ứng (ARO); xác định điểm tới hạn bảo đảm trạng thái an tồn của lị
phản ứng bằng tỉ số tốc độ đếm khi tất cả các nhóm thanh điều khiển
và nhóm thanh an tồn nằm ở vị trí cao nhất ngoại trừ nhóm thanh
điều khiển SB ở vị trí sâu nhất trong lò phản ứng (ARI SB); xác định
điểm tới hạn bảo đảm trạng thái an tồn của lị phản ứng bằng tỉ số
tốc độ đếm khi tất cả các nhóm thanh điều khiển và nhóm thanh an
tồn nằm ở vị trí cao nhất ngoại trừ nhóm thanh điều khiển R1 ở vị
trí sâu nhất trong lị phản ứng (ARI R1); xác định điểm tới hạn bảo
đảm trạng thái an tồn của lị phản ứng bằng tỉ số tốc độ đếm khi tất
cả các nhóm thanh điều khiển và nhóm thanh an tồn nằm ở vị trí
cao nhất ngoại trừ nhóm thanh điều khiển SB ở vị trí sâu nhất trong
lò phản ứng (R5 = 190 cm).

Với các bài thực tập này, người học sẽ được thực hành cho các
trường hợp vận hành LPU ở các trạng thái dưới tới hạn, tới hạn và
trên tới hạn. Ảnh hưởng của nồng độ boron lên độ phản ứng, công
suất, nhiệt độ, cũng như thông lượng netron trong LPU. Mỗi bài thực
hành, người học thực hiện trong khoảng từ 10 giờ đến 15 giờ, tương
đương với môn học 4 tín chỉ thực hành.

Tác giả xin chân thành cảm ơn PGS.TS Nguyễn Đức Hòa, Hiệu
trưởng Trường Đại học Đà Lạt đã cho phép các thực nghiệm trên hệ
CoSi OPR1000; cảm ơn quý thầy, cô Khoa Kỹ thuật hạt nhân -
Trường Đại học Đà Lạt đã đóng góp những ý kiến hữu ích để hồn
thiện tài liệu này; cảm ơn hai em Trần Trung Nguyên, Trần Quốc
Tuấn - cựu sinh viên Khóa I ngành Kỹ thuật hạt nhân - Trường Đại
học Đà Lạt đã tiến hành các đo đạc thực nghiệm giúp kiểm chứng
các bài thí nghiệm.

Tác giả mong nhận được các ý kiến đóng góp của đồng nghiệp,
độc giả, các nhà nghiên cứu và các em sinh viên về bố cục, nội dung
để hoàn thiện hơn trong các lần tái bản.

iv

MỤC LỤC

PHẦN 1. TỔNG QUAN .................................................................. 1
1.1. Quá trình phát triển năng lượng hạt nhân ................................. 1

1.1.1. Thế giới .......................................................................... 1
1.1.2. Việt Nam ........................................................................ 2
1.2. Tổng quan về các loại LPU hạt nhân ........................................3
1.2.1. Lò nước nhẹ ................................................................... 3
1.2.2. Lò nước nặng ................................................................. 4
1.2.3. Lị sử dụng khí để làm mát.............................................4
1.3. LPU hạt nhân OPR1000............................................................5
1.4. Mơ tả thiết kế loại lị OPR1000 ................................................9
1.4.1. Cấu trúc và xây dựng .....................................................9
1.4.2. Các hệ thống chính của LPU OPR1000.......................10

1.4.3. Hệ thống thứ cấp (Secondary System).........................18
1.4.4. Bộ điều khiển và hệ thống điện (Control and Electrical
Systems) .................................................................................21
1.5. Đặc điểm thiết kế chính về sự an tồn .................................... 24
1.5.1. An toàn ......................................................................... 24
1.5.2. Ngăn chặn tai nạn nghiêm trọng .................................. 25
Tài liệu tham khảo.......................................................................... 27
PHẦN 2. CƠ SỞ LÝ THUYẾT.....................................................28
2.1. Các định nghĩa tổng quát và các yêu cầu đối với các hệ số độ
phản ứng.........................................................................................35
2.2. Các dạng hiệu ứng độ phản ứng..............................................37
2.2.1. Hiệu ứng nhiệt độ của độ phản ứng ..............................38

v

2.2.2. Hiệu ứng công suất của độ phản ứng............................45

2.3. Điều chỉnh công suất và độ phản ứng trong LPU ...................50
2.3.3. Điều chỉnh độ phản ứng bằng các thanh .......................53

2.3.3. Điều chỉnh độ phản ứng bằng dung dịch boron ............ 56

Tài liệu tham khảo.......................................................................... 56

PHẦN 3. CÁC BÀI THỰC HÀNH TRÊN HỆ MÔ PHỎNG CoSi
OPR1000 ........................................................................................ 58

3.1. Bài thí nghiệm số 1. Khảo sát cấu hình của hệ thiết bị mô phỏng
và chức năng của phần mềm điều khiển - Investigation of CoSi
Configuration and its functions for control of the system .............58

3.2. Bài thí nghiệm số 2. Đo độ phản ứng bằng cách thay đổi vị trí
thanh điều khiển - Measurement of Dynamic Control Rod Reactivity
........................................................................................................ 88

3.3. Bài thí nghiệm số 3. Xác định hàm lượng boron ở trạng thái tới
hạn của lò phản ứng - Determination of Critical Boron Concentration
...................................................................................................... 107

3.4. Bài thí nghiệm số 4. Khảo sát trạng thái tới hạn của lò phản ứng
bằng phương pháp điều chỉnh nhóm thanh an tồn - Investigation of
critical status of core by inserting/withdrawing safety rod groups
...................................................................................................... 117

3.5. Bài thí nghiệm số 5. Xác định hệ số đẳng nhiệt - Determination
of Isothermal Coeficient...............................................................122

3.6. Bài thí nghiệm số 6. Khảo sát mối tương quan nhiệt độ và độ
phản ứng - Investigation of a collaration between temperature and
reactivity of core .......................................................................... 132

3.7. Bài thí nghiệm số 7. Khảo sát cơng suất tồn phần của lị phản
ứng - Evaluation of hot full power in the reactor.........................139

3.8. Bài thí nghiệm số 8. Khảo sát thông lượng neutron - Exploration
of thermal Neutron flux................................................................149

vi

3.9. Bài thí nghiệm số 9. Xác định điểm tới hạn bảo đảm trạng thái

an tồn của lị phản ứng bằng tỉ số tốc độ đếm - Determination of
crriticality point for safe approach of core by inverse count rate ratio
...................................................................................................... 157

vii

DANH MỤC CÁC CHỮ VIẾT TẮT TRONG TÀI LIỆU

Chữ viết tắt Tiếng Anh Tiếng Việt
ARI
ARO All Rod In Đưa tất cả các thanh
CBC vào
CEA All Rod Out
Đưa tất cả các thanh
CEDMCS Critical Boron ra
CPC Concentration
CVCS Hàm lượng boron khi
Control Element LPU ở trạng thái tới
DCRM Assembly
EARO hạn
FTC Control Element Drive
IBW Mechanism Control Bó thanh điều khiển
System
ITC Core Protection Hệ thống điều khiển
Calculator định vị các thành
phần điều khiển
Chemical and Volume
Control System Bộ tính tốn an tồn
lõi lò
Dynamic Control Rod

Reactivity Measurement Hệ thống điều khiển
thể tích và xử lý hóa
Essentially All Rods Out
Đo độ phản ứng của
Fuel Temperature thanh điều khiển ở
Coefficient
trang thái động
Inverse boron Worth
Rút toàn bộ các
Isothermal Temperature thanh ra ngoài
Coefficient
Hệ số nhiệt độ của
nhiên liệu

Giá trị hàm lượng
boron vòng phản hồi

Hệ số đẳng nhiệt

viii

KHNP Korea Hydro & Nuclear Công ty TNHH Thủy
Power Co., Ltd điện và Điện hạt
LPPT nhân Hàn Quốc
MCP Low Power Physics Test Kiểm tra trạng thái
MG
MI Measured Critical vật lý công suất thấp
MTC Position
NSSS Vị trí tới hạn
PMAS Manual Group

PSCEA Nhóm điều khiển
PZR Manual Individual bằng tay
RCP
SBCS Moderator Temperature Điều khiển bằng tay
VCT Coefficient riêng lẻ

Nuclear Steam Supply Hệ số nhiệt độ của
System chất làm chậm

Plant Monitoring and Hệ thống sinh hơi
Annunciator System
Part Strength Control Hệ thống chỉ thị và
Element Assembly giám sát nhà máy
Bó thanh điều khiển
Pressurizer độ lớn thành phần
Reactor Coolant Pump
Steam Bypass Control Bình áp suất
Bơm làm mát LPU
System Hệ thống điều khiển
cho hơi truyền qua
Volume Control Tank Thùng thay đổi dung

tích

ix

CÁC TỪ NGỮ VIẾT TẮT TRÊN GIAO DIỆN CoSi Commented [NA1]: Khơng thể bổ sung vì các từ này không viết
OPR1000 tắt, chỉ viết trên giao diện như vậy.

Chữ viết tắt Tiếng Anh Tiếng Việt

GRP Group Nhóm thanh

CEOMCS operator Control Element Thay đổi các yếu tố
module Of Manual điều khiển bằng tay

STANDBY Control System Điều khiển hoạt động
operator module theo chế độ vận hành
PS group select
Standby thực
Điều khiển từng thanh
Manual
Individual riêng lẻ theo ý của
người điều khiển
Manual Group Điều khiển từng nhóm
thanh riêng lẻ theo ý
Auto Sequential của người điều khiển
Motion Inhibit Chế độ chạy tự động

Withdraw - Chế độ khóa màn hình
Insert Rút thanh ra/Đưa thanh

Group select vào trong lõi LPU
Chọn các nhóm thanh
Parth strength từ 1-p (1, 2 là nhóm an
group select toàn SA, SB; 3-7 là các

Test step nhóm thanh điều
khiển; 8 là nhóm thanh

dẫn động, nhóm P)

Thanh dẫn động

Các bước thực nghiệm

x

POAH Approach to Điều khiển để LPU đạt
BEP Critical tới trạng thái tới hạn
ITC
Etc Point Of Adding Điểm cộng nhiệt
Heat
Tmod Control Nồng độ boron tới hạn
ASI Boron End Point
Isothermal Hệ số đẳng nhiệt
Temprature
Coefficient Giá trị của các nhóm
Bank Worth thanh

Et cetera Hiển thị các chức năng
khác (chức năng 2
Reset
chiều, 3 chiều, số đếm
Make up control detector, thiết lập cảnh

Temperature báo công suất)
moderation Thiết lập vị trí các
nhóm thanh điều khiển
Control
Trend Graph tính từ đáy lị

Thay đổi nồng độ
Power boron (gồm hai chức
Axial Shape năng: giảm nồng độ
boron – dilution; tăng
Index nồng độ boron-

Boration

Điều khiển nhiệt độ
chất làm chậm

Biểu đồ
Biểu đồ công suất
Hình dạng theo trục

đứng của LPU

xi

T-mod Temprature Biểu đồ nhiệt độ chất
2D Analysics Moderation làm chậm

T-mod Boron Biểu đồ nồng độ boron
T-Fuel Reactivity
3D Analysics 2 direction Biểu đồ độ phản ứng
Analysics
Phân tích, hiển thị chế
Power độ 2 chiều

Fast Flux Hiển thị công suất chế

độ 2 chiều
Thermal Flux
Hiển thị thông lượng
Temperature neutron nhanh ở chế
Moderation
độ 2 chiều
Temperature
Fuel Hiển thị thông lượng
neutron nhiệt ở chế độ
3 direction
Analysics 2 chiều

All layer Hiển thị nhiệt độ chất
làm chậm ở chế độ 2
Layer 1
chiều

Hiển thị nhiệt độ bề
mặt thanh nhiên liệu ở

chế độ 2 chiều

Hiển thị dạng 3 chiều

Hiện thị tất cả 06 lớp
bên trong lõi LPU ở

dạng 3 chiều

Hiển thị lớp thứ nhất

(lớp trên cùng) bên
trong lõi LPU ở dạng 3

chiều

xii

PHẦN 1.

TỔNG QUAN

1.1. Quá trình phát triển năng lượng hạt nhân

1.1.1. Thế giới

Năng lượng hạt nhân là nguồn năng lượng gần như vô tận, sạch
và an tồn, là nguồn năng lượng có hiệu suất cao và có thể thay thế
cho các nguồn nhiên liệu hóa thạch trong tương lai nhằm hạn chế
lượng khí thải nhà kính. Trong quá trình phát triển, các ứng dụng
năng lượng hạt nhân trong nông nghiệp, công nghiệp, y học, quân
sự,… đã thể hiện rõ vai trị của mình. Q trình phát triển của điện
hạt nhân trên thế giới có thể chia thành các giai đoạn như sau:

a. Giai đoạn thử nghiệm (1954-1965)

Cho tới nay, điện hạt nhân đã có lịch sử phát triển hơn 60 năm,
tính từ ngày 20/12/1951 khi LPU hạt nhân thử nghiệm EBR-1 (do
Mỹ sản xuất) với công suất 100 kW, đã phát ra dịng điện đầu tiên.
Tiếp đến, năm 1954, Liên Xơ xây dựng xong nhà máy điện hạt nhân
đầu tiên trên thế giới, lị graphit nước nhẹ với cơng suất 5 MW, đây

là nhà máy điện hạt nhân đầu tiên trên thế giới sản xuất điện thương
mại.

Tiếp theo, năm 1956, nhà máy điện hạt nhân thương mại xây
dựng bởi Anh, nhà máy Calder Hall, công suất 45 MW và đã đóng
cửa tháng 03 năm 2003. Trong giai đoạn 1954-1965, việc nghiên cứu
điện hạt nhân không chú trọng vấn đề thương mại, mà chủ yếu nhằm
mục tiêu phát triển khoa học và công nghệ, xây dựng tiềm lực hạt
nhân bảo đảm an ninh quốc gia.

b. Giai đoạn phát triển nhanh (1966-1980)

Ở giai đoạn này, nhiều nước đẩy mạnh phát triển điện hạt nhân
nhằm đáp ứng nhu cầu dùng điện ngày càng tăng trong khi tình hình
dầu mỏ, khí đốt đang trong giai đoạn khủng hoảng. Khoảng 242 nhà

1

máy điện hạt nhân được đưa vào vận hành; tỷ trọng điện hạt nhân
toàn cầu tăng gần hai lần, từ 9% lên 17%. Một số quốc gia tăng sản
lượng điện hạt nhân rất mạnh như: Pháp tăng hơn 20 lần, Nhật Bản
gần 22 lần.

c. Giai đoạn giảm tốc độ phát triển (1981-2000)

Sau sự cố ở nhà máy điện hạt nhân Three Mile Island (Mỹ, 1979)
và tai nạn đặc biệt nghiêm trọng ở Chernobyl (Liên Xô, 1986), quá
trình phát triển điện hạt nhân bị giảm mạnh, thậm chí một số nước
như Đức và Thụy Điển chủ trương từng bước loại bỏ điện hạt nhân.
Người ta bắt đầu đánh giá lại tính an tồn, tính kinh tế của điện hạt

nhân và áp dụng mọi biện pháp nâng cao an toàn, nghiêm ngặt hơn
trong phê duyệt các dự án xây dựng nhà máy điện hạt nhân.

d. Giai đoạn bắt đầu phục hồi (từ đầu thế kỷ XXI)

Trong giai đoạn này, vấn đề ô nhiễm môi trường ngày càng
nghiêm trọng, các quốc gia bắt đầu quay lại với điện hạt nhân. Bên
cạnh đó, cơng nghệ điện hạt nhân ngày một hoàn thiện, điện hạt nhân
lại được chú trọng phát triển.

Tính đến tháng 11 năm 2016, có 30 nước đang vận hành 450
nhà máy điện hạt nhân và có 60 nhà máy điện hạt nhân đang được
xây dựng tại 15 quốc gia. Điện hạt nhân cung cấp khoảng gần 11%
tổng sản lượng điện toàn cầu vào năm 2012. Trong năm 2015, có 13
quốc gia sử dụng năng lượng hạt nhân để cung cấp hơn một phần tư
sản lượng điện của họ. Tỷ lệ điện hạt nhân trong tổng sản lượng điện
ở một số nước rất cao, như Pháp tới 76,3%, Ukraina tới 56,5%,
Slovakia tới 55,9%, Hungary tới 52,7%, Hàn Quốc tới 31,7%, Nhật
Bản tới 30%, và tại Mỹ tới 19,5%.

1.1.2. Việt Nam

Đến nay, LPU hạt nhân Đà Lạt là LPU hạt nhân duy nhất tại
Việt Nam. LPU hạt nhân Đà Lạt bắt đầu xây dựng vào năm 1960, sử
dụng loại LPU nghiên cứu TRIGA - MARK II do Hoa Kỳ chế tạo.
LPU đạt trạng thái tới hạn đầu tiên vào tháng 2/1963 và bắt đầu đưa
vào hoạt động chính thức vào tháng 3/1963 với cơng suất 250 kW.

2

Tại thời điểm đó, LPU được đưa vào hoạt động với các mục đích
chính là nghiên cứu, huấn luyện và sản xuất đồng vị phóng xạ. Từ
1968-1975, LPU ở trạng thái dừng hoạt động. Trong những năm
1974-1975, các thanh nhiên liệu được tháo dỡ và vận chuyển về Hoa
Kỳ. Theo thỏa thuận hợp tác năm 1979 giữa hai nước Liên Xô và
Việt Nam, thiết kế kỹ thuật khôi phục và mở rộng LPU hạt nhân Đà
Lạt được các chuyên gia Liên Xơ giúp đỡ. Cơng trình khơi phục và
nâng cơng suất LPU được tiến hành trong hai năm 1982-1983 và đến
ngày ngày 20 tháng 3 năm 1984, LPU hạt nhân Đà Lạt chính thức
đưa vào hoạt động với cơng suất 500 kW. Từ năm 1984 đến này,
LPU hoạt động cho các mục đích là sản xuất đồng vị phóng xạ, phân
tích kích hoạt neutron, nghiên cứu cơ bản và ứng dụng công nghệ
hạt nhân vào phát triển đất nước, huấn luyện và đào tạo cán bộ.

1.2. Tổng quan về các loại lò phản ứng hạt nhân

LPU hạt nhân là thiết bị dùng để khởi động, kiểm sốt và duy trì
một chuỗi phản ứng hạt nhân. LPU hạt nhân thường được sử dụng
để tạo ra điện và cung cấp năng lượng bằng cách sử dụng nhiệt từ
phản ứng phân hạch hạt nhân tạo ra hơi nước làm quay tua-bin. Có
rất nhiều cách để phân loại LPU như phân loại theo chất làm chậm,
phân loại theo chất làm mát, phân loại theo năng lượng neutron, phân
loại theo thế hệ lò,…

Các loại LPU hạt nhân được sử dụng phổ biến trên thế giới chủ
yếu là lị nước nhẹ, lị nước nặng, lị khí nhiệt độ cao.

1.2.1. Lò nước nhẹ

Lò nước nhẹ là LPU hạt nhân sử dụng nước thường để làm mát

lõi LPU cũng như làm chậm neutron. Lị nước nhẹ được chia làm hai
loại: lị nước sơi (Boiling Water Reactor - BWR) và lò nước áp lực
(Pressurized Water Preactor - PWR).

BWR sử dụng nước thường để làm mát các thanh nhiên liệu
và điều khiển neutron. Nhiệt được tạo ra từ phản ứng phân hạch
trong lõi LPU, đun sôi nước để tạo ra hơi nước. Hơi nước được đưa
ra để làm quay tua-bin, sau đó hơi nước được làm mát ở bộ phận

3

ngưng tụ và trở về dạng lỏng. Nước sau khi được ngưng tụ được làm
mát và bơm quay trở về lõi của LPU và tiếp tục chu trình tuần hồn
của nó. Nước trong lõi lị phản ứng được duy trì ở khoảng 7,6 MPa
(1000 –1100 psi) và nhiệt độ trong lõi lò phản ứng khoảng 285°C
(550°F).

PWR cũng sử dụng nước thường để làm mát các thanh nhiên
liệu và điều khiển neutron. Trong lò PWR, bộ phận làm mát được
chia làm hai vòng: vòng sơ cấp và vòng thứ cấp. Ở vòng sơ cấp, nước
được bơm vào lõi LPU dưới áp suất cao. Tại lõi lò, nước được đun
nóng bằng nhiệt tạo ra từ phản ứng hạt nhân, sau đó nước được vận
chuyển đến bình sinh hơi để trao đổi nhiệt với nước ở vòng thứ cấp,
lượng nhiệt này sẽ làm nước sôi và tạo ra hơi nước để quay turbine.
Hơi nước sau khi đi qua tua-bin được làm mát ở bộ phận ngưng tụ
và trở về dạng lỏng. Nước tại bình ngưng tụ được bơm trở lại bình
sinh hơi để làm mát nước ở vịng sơ cấp. Khác với lị nước sơi ở chỗ
áp suất trong vòng sơ cấp của lò nước áp lực rất lớn, để nước ở vịng
sơ cấp khơng sơi. Áp suất ở vịng sơ cấp được duy trì ở khoảng 15,4
Mpa (2230 psi).

1.2.2. Lò nước nặng

LPU nước nặng (Pressurized Heavy Water moderated Reactor-
PHWR) có cấu tạo tương tự như lò áp lực nhưng sử dụng nước nặng
(D2O) để làm mát lõi LPU cũng như làm chậm neutron. Kiểu lò này
thường sử dụng Uranium tự nhiên, nhiên liệu chưa làm giàu. Trong
khi nước nặng thì đắt hơn nước nhẹ đáng kể nhưng nó giảm hấp thụ
neutron, cho phép LPU hoạt động mà không cần sử dụng các tổ hợp
làm giàu nhiên liệu (giảm chi phí bổ sung cho nước nặng) và tăng
cường khả năng hoạt động của LPU trong việc sử dụng nhiên liệu tái
sử dụng.

1.2.3. Lò sử dụng khí để làm mát

LPU hạt nhân làm mát bằng khí (gas-cooled fast reactor - GFR)
gồm hai phần chính: LPU và bộ trao đổi nhiệt. Toàn bộ LPU được
bao phủ bởi lớp bảo vệ bức xạ ở ngoài cùng và tiếp đến là thùng lị.
Lớp bảo vệ bức xạ giúp ngăn chặn chất phóng xạ rị rỉ ra ngồi đề

4

phòng sự cố xảy ra. Thùng lò là nơi diễn ra tồn bộ q trình phân
hạch. Trong thùng lị, các nguyên tố phóng xạ như Uranium hoặc
Plutonium được nạp vào các thanh nhiên liệu, bao quanh bởi chất
làm chậm Graphite. Ngồi ra cịn có các thanh điều khiển giúp điều
khiển tốc độ phân hạch của các nguyên tố phóng xạ. Bộ trao đổi nhiệt
nằm bên ngoài lớp bảo vệ bức xạ, bao gồm một bơm tuần hoàn nước
và hai ống dẫn khí kết nối với thùng lị: ống khí nóng ở bên trên, ống
khí lạnh ở bên dưới. Khi phản ứng hạt nhân xảy ra, khí sẽ hấp thu

nhiệt từ các thanh nhiên liệu, nóng lên và đi theo ống dẫn vào trong
bộ trao đổi nhiệt. Cùng lúc đó, nhờ bơm tuần hoàn nước, nước được
bơm vào ống dẫn trong bộ trao đổi nhiệt. Sau khi làm nước sôi và
bốc hơi (hơi nước sẽ theo một ống dẫn khác thoát ra ngồi), khí nóng
nguội dần, chìm xuống đáy bộ trao đổi nhiệt và được bơm trở lại
thùng lò nhờ bơm tuần hồn khí. Chu trình lại tiếp tục.

1.3. Lị phản ứng hạt nhân OPR1000

Kể từ năm 1978, khi nhà máy hạt nhân Kori Unit 1 đi vào hoạt
động thương mại cho thấy Hàn Quốc đã thành công trong việc xây
dựng và vận hành LPU hạt nhân. Đến năm 2006, Hàn Quốc với 20
nhà máy điện hạt nhân hoạt động, đã cung cấp khoảng 40% tổng sản
lượng điện của tồn quốc. KHNP là một cơng ty con của Tổng công
ty Điện lực Hàn Quốc, đã vận hành hiệu quả một số nhà máy điện
hạt nhân loại PWR và LPU của Canada CANDU. Mặc dù các LPU
hoạt động khác nhau, nhưng KHNP luôn thành công trong vận hành,
cụ thể cơng suất trung bình trong năm 2005 cho 20 nhà máy hạt nhân
đạt 95,5%.

Thập niên 70 là thời kỳ khởi công xây dựng nhà máy điện hạt
nhân tại Hàn Quốc. Thời gian này được bắt đầu với việc xây dựng
nhà máy điện hạt nhân Kori Unit 1, loại lò PWR, với một hợp đồng
chuyển giao theo hình thức chìa khóa trao tay.

Thập niên 80 là thời kỳ các công ty trong nước bước đầu làm
quen và tham gia vào xây dựng với các hợp đồng từng phần cho các
công ty. Trong suốt khoảng thời kỳ này, bảy tổ máy loại lị PWR
được xây dựng với một phần cơng nghệ lị mua của nước ngồi.

5

Thơng qua chương trình chuẩn hóa nhà máy điện hạt nhân, bắt
đầu từ năm 1984 và tiếp tục hơn 10 năm sau đó, KHNP đã phát triển
loại lò áp lực cải tiến OPR1000 (Optimized Power Reactor 1000).
OPR1000 được xem là một mơ hình tiêu chuẩn Hàn Quốc dựa trên
kinh nghiệm chế tạo, xây dựng, vận hành và bảo trì. Các nhà máy
Yongwang 3 và 4 là các lị loại này. OPR1000 được nội địa hóa gần
như hoàn toàn, thiết kế trên mục tiêu tối đa hóa hiệu suất làm việc
và giảm thiểu những ảnh hưởng bởi tác động của nhân viên vận hành
trong vấn đề an toàn.

Trong những năm thập niên 90 là thời kỳ tự chủ công nghệ. Tự
chủ trong điều kiện công nghệ hạt nhân đã trở thành chủ đề chính
trong giai đoạn này bằng việc thiết kế lị OPR1000 mà khơng dựa
vào các cơng ty nước ngồi. Sáu tổ máy đã được xây dựng trong thời
gian này và nó được hồn thành vào năm 2005 (Ulchin Unit 3 là nhà
máy điện hạt nhân OPR1000 đầu tiên được đưa vào hoạt động
thương mại từ năm 1998). Thêm bốn tổ máy OPR1000 hiện đang
được xây dựng.

Những năm 2000 là giai đoạn phát triển lò hạt nhân tiên tiến.
Với kinh nghiệm từ xây dựng và hoạt động của OPR1000, Hàn Quốc
đã có thể cạnh tranh với quốc tế về công nghệ xây dựng và bảo trì
nhà máy điện hạt nhân. Bằng việc áp dụng các tính năng tiên tiến
trong thiết kế dựa trên cơng nghệ tự chủ, Hàn Quốc phát triển thế hệ
LPU tiên tiến mới APR1400 (Advanced Power Reactor 1400). Thiết
kế APR1400 được phát triển từ tích lũy kinh nghiệm của việc xây
dựng nhà máy điện hạt nhân trong ba thập kỷ phát triển ở Hàn Quốc.
Dựa trên công nghệ tự chủ và kinh nghiệm từ thiết kế, xây dựng,

hoạt động và bảo trì của OPR1000, APR1400 đã được phát triển
bằng cách thêm vào những tính năng thiết kế tiên tiến nhằm tăng
cường an tồn lị và nâng cao hiệu quả kinh tế. APR1400 là sự hồn
thiện của những kinh nghiệm và cơng nghệ trong 30 năm phát triển
điện hạt nhân ở Hàn Quốc. Quá trình phát triển nhà máy điện hạt
nhân của Hàn Quốc qua các thời kỳ được mơ tả ở hình 1.1.

6

Giới thiệu điện Tích lũy kinh Phát triển điện hạt
hạt nhân nghiệm, công nghệ nhân theo tiêu

chuẩn Hàn Quốc

Xây dựng nhà Xây dựng nhà máy
máy điện hạt điện hạt nhân loại
nhân đầu tiên lò OPR1000 (lò thế
(1971-1978)
hệ II)

Phát triển lò nước Thiết kế, chế tạo
cải tiến

Lò loại APR1400 Lò loại EU-APR
(thế hệ III) APR+

APR1000+
(thế hệ III+)

Hình 1.1. Sự phát triển nhà máy điện hạt nhân ở Hàn Quốc Commented [NA2]: Đề nghị đánh số thứ tự hình cho tồn bộ bản

qua các thời kỳ thảo theo phần.
Phần 1 sẽ là 1.1, 1.2, 1.3,…
LPU hạt nhân OPR1000 là LPU do Hàn Quốc chế tạo, được phát Phần 2 sẽ là 2.1, 2.2, 2.3,…
triển bởi KHNP và KEPCO. LPU OPR1000 là lò nước áp lực, làm Phần 3 sẽ là 3.1, 3.2, 3.3,…
mát bằng nước nhẹ, có cơng suất là 1000 MW điện. Lị OPR1000 Lưu ý: Khi đánh số thứ tự hình lại, thì trong phần nội dung cũng phải
được thiết kế dựa trên ý tưởng thiết kế của Combustion Engineering, thay đổi tương ứng.
Westinghouse (Mỹ), thông qua một thỏa thuận chuyển giao công

7