khảo sát và khắc phục sự cố sai hỏng kiểm soát áp suất ở nhà máy điện hạt nhân sử dụng lò bwr bằng phần mềm mô phỏng bwr_v3

ĐẠI HỌC QUỐC GIA TP. HỒ CHÍ MINH
TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN
KHOA VẬT LÝ – VẬT LÝ KỸ THUẬT
BỘ MÔN VẬT LÝ HẠT NHÂN






KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP ĐẠI HỌC



Đề tài:
KHẢO SÁT VÀ KHẮC PHỤC SỰ CỐ
SAI HỎNG KIỂM SOÁT ÁP SUẤT Ở NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN
SỬ DỤNG LÒ BWR BẰNG PHẦN MỀM MÔ PHỎNG BWR_V3





SVTH: Nguyễn Giang Nam
GVHD: TS. Lê Bảo Trân
GVPB: ThS. Phan Lê Hoàng Sang



– TP. Hồ Chí Minh 2014 –

i

LỜI CẢM ƠN
Trước tiên, tác giả xin gửi lời cảm ơn chân thành đến giáo viên hướng dẫn
TS. Lê Bảo Trân. Với sự giúp đỡ và hướng dẫn của cô, tôi đã hoàn thành khóa
luận đúng tiến độ đã đề ra.
Xin cảm ơn ThS. Phan Lê Hoàng Sang, người đã có những ý kiến đóng góp
để tác giả hoàn thành khóa luận một cách hoàn chỉnh nhất.
Xin tri ân quý thầy cô trong Bộ môn Vật Lý Hạt Nhân đã giảng dạy và
cung cấp cho tôi rất nhiều kiến thức trong suốt 4 năm học tại trường Đại học Khoa
học Tự nhiên TP. Hồ Chí Minh.
Cuối cùng, tôi xin bày tỏ lòng biết ơn tới gia đình, bạn bè đã luôn bên cạnh và
ủng hộ tôi trong suốt quá trình học tập và hoàn thành khóa luận
TP. Hồ Chí Minh, ngày 11 tháng 7 năm 2014
Tác giả
Nguyễn Giang Nam

ii

MỤC LỤC
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ iv
DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU vi
DANH MỤC CÁC CHỮ VIẾT TẮT vii
MỞ ĐẦU 1
CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN ĐIỆN HẠT NHÂN 2
1.1. Lịch sử và phát triển 2
1.1.1. Sự ra đời của ngành điện hạt nhân và các thế hệ lò phản ứng 2
1.1.2. Tình hình về điện hạt nhân trên thế giới và tại Việt Nam 4
1.2. Những điểm mạnh và yếu của năng lượng hạt nhân 6

CHƯƠNG 2: VẬT LÝ LÒ PHẢN ỨNG VÀ LÒ BWR 8
2.1. Vật lý lò phản ứng hạt nhân 8
2.1.1. Phản ứng phân hạch hạt nhân 8
2.1.2. Neutron trong lò phản ứng 9
2.1.3. Làm chậm, khuếch tán và hấp thụ neutron 9
2.1.4. Phản ứng dây chuyền và trạng thái tới hạn của lò phản ứng 11
2.1.5. Động học lò phản ứng 13
2.1.6. Sự thay đổi độ phản ứng trong quá trình làm việc của lò phản ứng . 15
2.2. Khái quát về lò phản ứng nước sôi (BWR) 20
2.2.1. Nguyên tắc hoạt động 20
2.2.2. Cấu trúc nồi hơi 20
2.2.3. Tâm lò phản ứng 23
2.2.4. Các hệ thống bổ trợ 26
CHƯƠNG 3: PHẦN MỀM MÔ PHỎNG BWR_V3 27
3.1. Giới thiệu phần mềm 27
3.2. Cách chạy chương trình mô phỏng 28
3.3. Hiển thị các tính năng chung trong chương trình 28
3.4. Các màn hình hiển thị mô phỏng 31
3.4.1. Độ phản ứng và điểm đặt (BWR Reactivity & Setpoints) 31
iii

3.4.2. Tua-bin máy phát điện (BWR Turbine Generator) 32
3.4.3. Đồ thị thông số (BWR Trends) 33
CHƯƠNG 4: MÔ PHỎNG SỰ CỐ VÀ CÁCH KHẮC PHỤC 34
4.1. Thiết lập mô phỏng sự cố và mô tả sự cố 34
4.2. Kết quả và phân tích kết quả 34
4.3. Khắc phục 42
KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 45
TÀI LIỆU THAM KHẢO 47
PHỤ LỤC 48

iv

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ
Trang
Hình 1.1: Sự phát triển các thế hệ lò phản ứng 3
Hình 2.1: Nồng độ xenon khi thay đổi nhảy bậc công suất:
(a) từ 100% xuống 50%; (b) từ 50% lên100% 17
Hình 2.2: Tổ hợp lò phản ứng 21
Hình 2.3: Tiết diện của lò BWR. Các mũi tên chỉ hướng nước chuyển động 22
Hình 2.4: Tổ hợp nhiên liệu và thanh điều khiển của lò BWR/6 24
Hình 3.1: Hệ thống tín hiệu sự cố trên mỗi màn hình hiển thị
(trừ màn hình BWR Trends) 29
Hình 3.2: Giao diện hiển thị giá trị của các thông số nhà máy 29
Hình 3.3: Các trạng thái của máy bơm 30
Hình 3.4: Các trạng thái của van 30
Hình 3.5: Nút và thanh điều chỉnh độ rộng và gốc tọa độ trục thời gian 30
Hình 3.6: Màn hình độ phản ứng và điểm đặt
(BWR Reactivity & Setpoints) 31
Hình 3.7: Màn hình tua-bin máy phát điện (BWR Turbine Generator) 32
Hình 3.8: Màn hình đồ thị thông số (BWR Trends) 33
Hình 4.1: Tổng lượng hơi ra khỏi lò theo thời gian 35
Hình 4.2: Lượng hơi vào tua-bin theo thời gian 35
Hình 4.3: Áp suất theo thời gian 36
Hình 4.4: Công suất máy phát điện theo thời gian 36
Hình 4.5: Lưu lượng chất làm mát trong tâm lò theo thời gian 37
Hình 4.6: Độ phản ứng của hiệu ứng nhiệt độ chất làm chậm theo thời gian 37
Hình 4.7: Cường độ neutron theo thời gian 38
Hình 4.8: Lưu lượng hơi qua van bypass theo thời gian 38

Hình 4.9: Vị trí thanh điều khiển theo thời gian 39
Hình 4.10: Mực nước trong vỏ áp lực lò phản ứng theo thời gian 40
Hình 4.11: Lưu lượng hơi qua SRV theo thời gian 40
v

Hình 4.12: Lưu lượng nước cấp theo thời gian 41
Hình 4.13: Công suất nhiệt theo thời gian 41
Hình 4.14: Áp suất theo thời gian 43
Hình 4.15: Công suất máy phát điện 44


vi

DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU
Trang
Bảng 1.1: Ước tính dân số, năng lượng tiêu thụ và điện năng tiêu thụ
bình quân đầu người trên thế giới 4
Bảng 1.2: Thống kê số lò phản ứng đang hoạt động trên thế giới 5
Bảng 1.3: Thống kê loại lò phản ứng đang hoạt động trên thế giới 6
Bảng 2.1: Năng lượng ngưỡng và năng lượng liên kết đối với một số
hạt nhân phân hạch 8
Bảng 2.2: Các đặc trưng của neutron trễ trong phân hạch
235
U với
neutron nhiệt 10
Bảng 2.3: Các thông số đối với một số chất làm chậm 10
Bảng 2.4: Một số thông số làm chậm và khuếch tán neutron 11


vii

DANH MỤC CÁC CHỮ VIẾT TẮT
Chữ viết tắt
Nghĩa tiếng Anh
Nghĩa tiếng Việt
BWR
Boiling Water Reactor
Lò nước sôi
CANDU
Canada Deuterium Uranium
Lò nước nặng áp lực của
Canada
FBR
Fast Breeder Reactor
Lò tái sinh nhanh
GCR
Gas-Cooled Reactor
Lò làm chậm bằng graphite,
tải nhiệt bằng khí
IAEA
International Atomic
Energy Agency
Cơ Quan Năng Lượng
Nguyên Tử Quốc Tế
LWGR
Light Water Graphite
Reactor
Lò làm chậm bằng graphite,
tải nhiệt bằng nước nhẹ
NMĐHN

Nhà máy điện hạt nhân
PWR
Pressurized Water Reactor
Lò nước áp lực
PHWR
Pressurized Heavy Water
Reactor
Lò nước nặng áp lực
SRV
Safety Relief Valve
Van an toàn
Van bypass
Bypass valve
Van nối tắt đến bộ ngưng tụ
VVER
Water-Water Power
Reactor
Lò nước áp lực của Nga


1

MỞ ĐẦU
Trong hơn 60 năm hình thành và phát triển, ngành điện hạt nhân đã chứng tỏ
tính tin cậy, chi phí hợp lý và tính hòa bình của năng lượng hạt nhân. Trước nguy
cơ cạn kiệt nguồn nhiên liệu hóa thạch và ô nhiễm môi trường, năng lượng hạt nhân
là một trong những giải pháp tối ưu nhất. Dù đang phải đối mặt với nhiều thách
thức và sự cạnh tranh với các nguồn năng lượng khác, nhưng điện hạt nhân vẫn là
một lựa chọn quan trọng của thế kỷ 21. Trong 10 năm tới, Việt Nam sẽ xây dựng 2

NMĐHN. Vấn đề hiện nay của Việt Nam là nguồn nhân lực hiện đang rất thiếu,
nhất là chuyên viên vận hành NMĐHN.
Vì tầm quan trọng và khả năng phát triển mạnh trong tương lai, chúng ta cần
trang bị những hiểu biết về công tác vận hành và khắc phục sự cố của lò phản ứng
hạt nhân nói chung cũng như lò BWR nói riêng. Đây chính là lí do tác giả chọn đề
tài “Khảo sát và khắc phục sự cố sai hỏng kiểm soát áp suất ở nhà máy điện hạt
nhân sử dụng lò BWR bằng phần mềm mô phỏng BWR_V3”.
Khóa luận được chia thành bốn chương:
Chương 1 sẽ trình bày hoàn cảnh ra đời và tình hình hình của ngành điện hạt
nhân hiện nay, cùng những triển vọng và khó khăn trước mắt.
Chương 2 nói về những kiến thức cơ bản về vật lý lò phản ứng và cấu tạo lò
BWR.
Chương 3 giới thiệu sơ lược về giao diện và cách sử dụng phần mềm
BWR_V3.
Chương 4 sẽ tiến hành mô phỏng sự cố “Suy giảm lưu lượng hơi ra khỏi nóc
lò do sự sai hỏng kiểm soát áp suất” bằng phần mềm BWR_V3, giải thích kết quả
và đưa ra phương án khắc phục.
Ở phần kết luận và kiến nghị, tác giả sẽ nêu lên những ưu điểm và hạn chế
cùng với những kiến nghị về phần mềm BWR_V3.
2

CHƯƠNG 1
TỔNG QUAN ĐIỆN HẠT NHÂN
1.1. Lịch sử và phát triển
1.1.1. Sự ra đời của ngành điện hạt nhân và các thế hệ lò phản ứng
Sự ra đời của ngành điện hạt nhân lúc ban đầu không hoàn toàn vì mục đích
hòa bình của nhân loại. Lò phản ứng hạt nhân đầu tiên trên thế giới, pin Urani-
graphit CP-1 do Enrico Fermi và các cộng sự xây dựng, có mục tiêu chính là sản
xuất plutonium dùng cho bom nguyên tử. Sau chiến tranh thế giới thứ hai tới năm
1955, các NMĐHN tại Mỹ, Anh, Pháp, Liên Xô đều sử dụng uranium thiên nhiên

làm nhiên liệu để sản xuất plutonium là chính, phát điện chỉ là phụ [3].
Vào ngày 20-12-1951, lò phản ứng EBR-1 tại Arco, Idaho, Mỹ, lần đầu tiên
trong lịch sử đã phát ra dòng điện đủ để thắp sáng 4 bóng đèn. Tiếp theo đó, vào
ngày 27-6-1954, NMĐHN đầu tiên trên thế giới APS-1 tại Obninsk, Liên Xô đã đi
vào hoạt động. Ngày 27-8-1956, NMĐHN Calder Hall 1, Anh được đưa vào sử
dụng, là NMĐHN thương mại đầu tiên trên thế giới.
Người ta phân loại lò phản ứng công suất (lò phản ứng dùng để phát điện, nói
gọn lại là “lò phản ứng”) dựa vào kỹ thuật hiện đại của chúng. Lò phản ứng thế hệ I
gồm các lò phản ứng mẫu thử nghiệm được xây dựng những năm 1950-1960.
Các lò thế hệ II chủ yếu gồm những lò nước nhẹ (gồm PWR và BWR) và
CANDU. Các lò phản ứng dùng trong NMĐHN hiện nay đa phần là thuộc thế hệ II
và được xây dựng vào những năm 60-70 của thế kỷ trước.
Thế hệ III gồm những lò phản ứng được xây dựng từ thập niên 1990, là phiên
bản cải tiến của các lò thế hệ trước với các ưu thế như: độ an toàn được tăng cường;
thiết kế được tiêu chuẩn hóa và tinh giản để giảm vốn đầu tư và dễ vận hành hơn;
hiệu suất hoạt động và độ sâu cháy nhiên liệu cao hơn; thời gian hoạt động dài hơn.
Thế hệ các lò phản ứng III
+
hiện đang được xây dựng với những cải tiến nổi bật
3

như: sử dụng các hệ thống an toàn thụ động; nâng cao tính kinh tế; khả năng chống
phổ biến vũ khí hạt nhân cao…
Lò thế hệ IV dự kiến triển khai vào khoảng năm 2030 và đang được nghiên
cứu bởi Diễn đàn Quốc tế về NMĐHN thế hệ IV (GIF) với mục tiêu cho ra đời
những lò phản ứng với những cải tiến đột phá so với thế hệ trước: có những chu
trình nhiên liệu có độ an toàn và tính kinh tế cao; khả năng chống phổ biến vũ khí
hạt nhân cao; có khả năng sản xuất hydrogen. Nhờ những tiến bộ vượt trội này, các
NMĐHN thế hệ IV sẽ giải quyết các vướng mắc của ngành điện hạt nhân sẽ được
nhắc tới trong mục 1.2.

Hình 1.1: Sự phát triển các thế hệ lò phản ứng [10]
Trong tương lai xa, người ta sẽ sử dụng năng lượng hạt nhân qua các phản ứng
nhiệt hạch của deuterium và tritium. Nguyên liệu chính ở đây là nước (để sản xuất
deuterium) và lithium (để sản xuất tritium) có trữ lượng gần như vô hạn. Ưu điểm
của năng lượng nhiệt hạch là (1) các chất thải phóng xạ có thời gian bán hủy ngắn;
(2) lượng nhiên liệu sử dụng nhỏ; (3) phản ứng xảy ra với những điều kiện khắt khe
nên sẽ không có hiện tượng bùng nổ hay nóng chảy hệ thống như trong lò phản ứng
phân hạch [2]. Kỹ thuật nhiệt hạch vẫn đang được nghiên cứu, với lò phản ứng nhiệt
hạch thí nghiệm quốc tế (ITER) đang được xây dựng ở Pháp với sự hợp tác giữa
Liên minh châu Âu, Ấn Độ, Nga, Trung Quốc, Hàn Quốc, Nhật và Mỹ [14].
Thế hệ I

Thế hệ II

Thế hệ III

Thế hệ IV

Thiết kế đột phá
nâng cao
tính kinh tế

Thế hệ III+

- Tính kinh tế
cao
- Gia tăng
an toàn
- Giảm thiểu

chất thải
…
Các lò phản ứng mẫu

Các lò phản ứng
công suất thương mại

Các lò phản ứng
nước nhẹ tiên tiến

4

1.1.2. Tình hình về điện hạt nhân trên thế giới và tại Việt Nam
Theo IAEA ước tính, từ năm 2012 tới 2050 trên toàn thế giới, dân số sẽ tăng
1/3 lần, năng lượng tiêu thụ bình quân đầu người tăng hơn gấp đôi, điện năng tiêu
thụ bình quân đầu người tăng từ 2 tới 3 lần (bảng 1.1).
Kinh tế ngày càng phát triển, mức sống ngày một cao, các vấn đề về môi
trường, kinh tế, xã hội và an ninh năng lượng đòi hỏi sự thay đổi về dịch vụ năng
lượng và cách sử dụng năng lượng. Sự phong phú, tính đa dạng cũng như chất
lượng của các dịch vụ năng lượng được đáp ứng bởi các nguồn năng lượng mới và
năng lượng hạt nhân là một trong số đó.
Bảng 1.1: Ước tính dân số, năng lượng tiêu thụ và điện năng tiêu thụ
bình quân đầu người trên thế giới [6]
Năm
2012
2020
2030
2050
Dân số
(triệu người)

7052
7657
8321
9306
Năng lượng tiêu thụ bình quân
đầu người (GJ/người/năm)
78
83 - 90
96 - 118
148 – 194
Điện năng tiêu thụ bình quân
đầu người (MWh/người/ năm)
3
3,2 – 3,6
4,1 – 5,1
6,8 – 9,2
Các NMĐHN được ồ ạt xây dựng trong thập niên 1980 sau cuộc khủng hoảng
dầu mỏ lần thứ nhất 1973. Năm 2011 điện hạt nhân chiếm 11,7% sản lượng điện
toàn thế giới [9]. Tính đến năm 2014, với 584 lò phản ứng đã được xây dựng, 435 lò
phản ứng đang hoạt động, 72 lò phản ứng đang trong quá trình xây dựng [13], điện
hạt nhân góp phần đảm bảo an ninh năng lượng cho các nước trên thế giới trước
biến động của giá cả trên thị trường dầu mỏ và khí đốt…
Theo IAEA (bảng 1.2), tính đến ngày 23/06/2014, trên thế giới có 435 lò phản
ứng hạt nhân công suất đang hoạt động (bao gồm cả 6 lò phản ứng của Đài Loan -
Trung Quốc).
5

Bảng 1.2: Thống kê số lò phản ứng đang hoạt động trên thế giới [11]
Quốc gia
Số lượng

Tổng công suất thực (MW)
Argentina
2
935
Armenia
1
375
Bỉ
7
5.927
Brazil
2
1.884
Bulgaria
2
1.906
Canada
19
13.500
Trung Quốc
21
17.056
CH Séc
6
3.884
Phần Lan
4
2.752
Pháp
58

63.130
Đức
9
12.068
Hungary
4
1.889
Ấn Độ
21
5.308
Iran
1
915
Nhật Bản
48
42.388
Hàn Quốc
23
20.721
Mexico
2
1.330
Hà Lan
1
482
Pakistan
3
690
Romania
2

1.300
Nga
33
23.643
Slovakia
4
1.815
Slovenia
1
688
Nam Phi
2
1.860
Tây Ban Nha
7
7.121
Thụy Điển
10
9.474
Thụy Sỹ
5
3.308
Ukraine
15
13.107
Anh
16
9.243
Mỹ
100

99.081
Tổng
435
372.812
6

Dựa theo chất tải nhiệt, chất làm chậm neutron và năng lượng neutron, có 6
loại lò phản ứng dùng trong các NMĐHN đang hoạt động (bảng 1.3).
Bảng 1.3: Thống kê loại lò phản ứng đang hoạt động trên thế giới [12]
Loại lò
Chất
làm chậm
Chất
tải nhiệt
Năng
lượng
neutron
Số
lượng
Tỷ
trọng
Tổng
công suất
thực
(MW)
PWR
Nước nhẹ
Nước nhẹ
Nhiệt
274

62,99%
254.049
BWR
Nước nhẹ
Nước nhẹ
Nhiệt
81
18,62%
75.958
PHWR
Nước nặng
Nước nặng
Nhiệt
48
11,03%
23.900
GCR
Graphite
Khí
Nhiệt
15
3,45%
8.045
LWGR
Graphite
Nước nhẹ
Nhiệt
15
3,45%
10.219

FBR

Khí, chì, natri
Nhanh
2
0,46%
580
Tổng
435
100%
372.751
Tại Việt Nam, nhu cầu tiêu thụ điện năng sẽ tăng từ 14%-16%/năm cho giai
đoạn 2011-2015, khoảng 11,5%/năm cho giai đoạn 2016-2020 và khoảng 7,4%-
8,4%/năm cho giai đoạn 2021-2030 [15]. Để đáp ứng nhu cầu tiêu thụ điện ngày
càng cao và đa dạng hóa nguồn cung điện, trong 10 năm tới, Việt Nam sẽ xây dựng
2 NMĐHN, mỗi nhà máy gồm 2 lò phản ứng. NMĐHN Ninh Thuận I tại xã Phước
Dinh, huyện Thuận Nam, tỉnh Ninh Thuận do Nga xây dựng sẽ được triển khai đầu
tiên với công nghệ lò VVER. Chính phủ Việt Nam cũng đã ký các thoả thuận hợp
tác xây dựng NMĐHN Ninh Thuận II tại xã Vĩnh Hải, huyện Ninh Hải, tỉnh Ninh
Thuận với Nhật Bản. Vấn đề hiện nay của Việt Nam là nguồn nhân lực hiện đang
rất thiếu, nhất là chuyên viên vận hành NMĐHN.
1.2. Những điểm mạnh và yếu của năng lượng hạt nhân
Đảm bảo an ninh năng lượng, phát triển khoa học kỹ thuật và trang bị những
thiết bị hiện đại là những lý do khiến cho một số quốc gia đang muốn đầu tư vào
điện hạt nhân. Với việc báo động về cạn kiệt nguồn nhiên liệu hóa thạch, giá dầu
mỏ tăng cao (140$/thùng giữa năm 2008), năng lượng hạt nhân góp phần đảm bảo
7

an ninh năng lượng do có những yếu tố như: trữ lượng nhiên liệu
235

U khá tiềm
năng (thời gian khai thác 200 năm với các nguồn đã biết, chưa tính tới các mỏ phốt-
phát, nước biển…); mua nhiên liệu theo hợp đồng dài hạn khiến giá cả ổn định.
Ngoài ra nguồn nguyên liệu hạt nhân có trữ lượng cực kỳ dồi dào:
238
U (gấp 138 lần
235
U) và
232
Th (gấp 3 lần nguyên tố uranium) [4].
Tuy nhiên, ở châu Âu và một số nước khác, sự phản đối điện hạt nhân của dân
chúng và chính giới dựa trên ba vấn đề chính đó là: (1) tính an toàn của các
NMĐHN; (2) an toàn trong quản lý chất thải phóng xạ; (3) chống phổ biến vũ khí
hạt nhân và chống lấy cắp vật liệu hạt nhân. Ngoài ra sự cạnh tranh ngày càng hiệu
quả của than đá, khí đốt và của cả năng lượng tái tạo; các vấn đề kinh tế, sự thiếu
hụt các ngành công nghiệp phụ trợ và nhân lực cũng là những trở ngại không nhỏ.
Cho đến khi có được những lò thế hệ IV (đã được đề cập ở trên) có độ an toàn
cao và những cải tiến khắc phục được những vấn đề nêu trên, thế giới vẫn chưa
chấp nhận cho năng lượng hạt nhân trở lại vị trí hàng đầu của nó. Vấn đề an toàn và
các sự cố gây ra bởi con người do thiếu kiến thức, kinh nghiệm và đào tạo là mối
quan tâm hàng đầu của các nước công nghiệp phát triển và đặc biệt là các nước
đang phát triển phải đi vào lĩnh vực điện hạt nhân khi không còn cách nào khác để
đáp ứng nhu cầu năng lượng cho phát triển.


8

CHƯƠNG 2
VẬT LÝ LÒ PHẢN ỨNG VÀ LÒ BWR
2.1. Vật lý lò phản ứng hạt nhân

Vật lý lò phản ứng hạt nhân là một nhánh của vật lý hạt nhân nghiên cứu về
phản ứng phân hạch hạt nhân dây chuyền trong lò phản ứng hạt nhân và có phạm vi
rất rộng. Do đó trong mục này chúng ta chỉ nêu lên những vấn đề cơ bản nhất có
liên quan tới lò BWR và những chương sau.
2.1.1. Phản ứng phân hạch hạt nhân
Theo mẫu giọt chất lỏng, neutron tương tác với hạt nhân có năng lượng
ngưỡng cho sự phân hạch là 

, tạo thành nhân hợp phần có năng lượng kích thích
là 

. Theo định luật bảo toàn năng lượng, 

bằng tổng động năng neutron tới và
năng lượng liên kết  của neutron tới trong nhân hợp phần. Điều kiện phân hạch là


 

. Nếu   

thì hạt nhân ban đầu sẽ phân hạch bởi neutron có năng
lượng bất kỳ, kể cả neutron nhiệt.
Bảng 2.1: Năng lượng ngưỡng và năng lượng liên kết đối với một số
hạt nhân phân hạch [1]
Hạt nhân


(MeV)
Hạt nhân

hợp phần
B (MeV)
232
Th
5,90
233
Th
5,07
233
U
5,50
234
U
6,77
235
U
5,75
236
U
6,40
238
U
5,85
239
U
4,76
239
Pu
5,50
240

Pu
6,38
Từ bảng 2.1 ta thấy
233
U,
235
U và
239
Pu được phân hạch bởi neutron có năng
lượng bất kỳ, kể cả neutron nhiệt.
232
Th và
238
U sẽ phân hạch nếu neutron tới có
động năng tối thiểu là 1,2 MeV và 1 MeV tương ứng.
Do lò BWR sử dụng nhiên liệu
235
U nên ta sẽ xem xét chi tiết quá trình phân
hạch
235
U. Sản phẩm của phản ứng phân hạch gồm có các hạt nhân có số khối khác
9

nhau, tia  tức thời, tia  trễ, các hạt , các neutrino và các neutron. Phản ứng phân
hạch
235
U giải phóng năng lượng cỡ 200 MeV (không tính neutrino).
2.1.2. Neutron trong lò phản ứng
Trong mỗi phân hạch trung bình có  neutron xuất hiện. Các neutron này có
vai trò quan trọng trong phản ứng dây chuyền. Đại lượng  phụ thuộc vào năng

lượng neutron tới. Đối với
235
U, ứng với neutron nhiệt thì   2,41. Các neutron
sinh ra trong lò phản ứng với năng lượng  từ 0 đến 10 MeV. Neutron được chia
thành 3 loại theo 3 miền năng lượng. Các neutron nhiệt có năng lượng
0 eV < E  0,1 eV. Các neutron trung gian có năng lượng 0,1 eV < E  100 keV.
Neutron nhanh có năng lượng 100 keV < E  10 MeV. Tính chất tương tác của
neutron với vật chất khác nhau trong các miền năng lượng này.
Theo thứ tự thời gian sinh ra, các neutron này chia làm hai loại: neutron tức
thời và neutron trễ. Các neutron tức thời chiếm tới 99% tổng số neutron phân hạch,
có năng lượng trung bình khoảng 2 MeV. Các neutron trễ chiếm không quá 1% tổng
số neutron phân hạch nhưng đóng vai trò rất quan trọng trong quá trình điều khiển
phản ứng phân hạch dây chuyền. Các mảnh vỡ phân hạch (chủ yếu là các đồng vị
của brôm và iốt) phân rã  tạo ra các hạt nhân có năng lượng kích thích đủ lớn để
giải phóng neutron trễ. Số neutron trễ trong một phân hạch là , trong đó  là tỉ số
giữa số neutron trễ và toàn bộ neutron phân hạch. Các neutron trễ chia làm 6 nhóm
theo thời gian phân rã của mảnh vỡ phân hạch. Các thông số đặc trưng của neutron
trễ trong phân hạch neutron nhiệt đối với
235
U được nêu trong bảng 2.2.
2.1.3. Làm chậm, khuếch tán và hấp thụ neutron
Khi neutron va chạm với hạt nhân, có hai quá trình xảy ra là tán xạ neutron và
hấp thụ neutron. Tán xạ neutron gồm tán xạ đàn hồi và tán xạ không đàn hồi. Hấp
thụ neutron gồm có các phản ứng (n,α), (n,β), (n,γ), (n,p), (n,2n), (n,3n), phản ứng
phân hạch…
10

Bảng 2.2: Các đặc trưng của neutron trễ trong phân hạch
235
U với neutron nhiệt [7]

Nhóm
Thời gian bán
rã (s)
Hằng số phân rã
(

, s
-1
)
Năng lượng
(keV)
Suất ra
neutron trễ (

, %)
1
55,72
0,0124
250
0,0215
2
22,72
0,0305
560
0,1424
3
6,22
0,111
405
0,1274

4
2,30
0,301
450
0,2568
5
0,61
1,14

0,0748
6
0,23
3,01

0,0273



Tổng (, %)
0,65
Cơ chế làm chậm neutron là tán xạ và ta chỉ xét tán xạ đàn hồi trong việc làm
chậm, vì tán xạ không đàn hồi chỉ xảy ra đáng kể trong miền neutron nhanh đối với
hạt nhân nặng. Bảng 2.3 trình bày các vật liệu làm chậm tiêu biểu, trong đó  là
tham số va chạm (độ mất năng lượng logarit trung bình); 

là số va chạm; 

là
khả năng làm chậm; 




là hệ số làm chậm; 

(cm
-1
) là tiết diện tán xạ vĩ mô;


(cm
-1
) là tiết diện hấp thụ vĩ mô. Ta thấy nước nặng có hệ số làm chậm lớn nhất
nên là chất làm chậm tốt nhất. Nước nặng dùng làm chất làm chậm trong lò phản
ứng dùng uranium tự nhiên. Nước nhẹ tuy không có hệ số làm chậm cao nhưng giá
thành rẻ và đồng thời là chất tải nhiệt, do đó được sử dụng rộng rãi trong các lò
phản ứng.
Bảng 2.3: Các thông số đối với một số chất làm chậm [1]
Chất làm
chậm
Khối lượng
riêng
(g/cm
3
)
Mật độ
nguyên tử
(10
24
/cm
3

)












H
2
O
1,00
0,0335
0,948
18,2
1,350
61
D
2
O
1,10
0,0331
0,570
31,8
0,188

5.700
Be
1,85
0,1236
0,209
86,0
0,155
125
BeO
3,00
0,0728
0,173
105,0
0,120
170
C
1,60
0,0803
0,158
114,0
0,061
205
Sau khi được làm chậm thành neutron nhiệt, các neutron này sẽ được khuếch
tán trong môi trường chất làm chậm và được hấp thụ bởi
235
U,
238
U, chất làm
11

chậm… Phân bố không gian của neutron từ khi sinh ra tới khi được làm chậm thành
neutron nhiệt đặc trưng bởi đại lượng tuổi neutron nhiệt 

(cm
2
). Phân bố không
gian của neutron sau khi thành neutron nhiệt tới khi bị hấp thụ đặc trưng bởi đại
lượng độ dài khuếch tán neutron nhiệt  (cm). Bảng 2.4 trình bày 

và , cùng với
thời gian làm chậm 

, thời gian khuếch tán 

và hệ số phản xạ albedo [1].
Bảng 2.4: Một số thông số làm chậm và khuếch tán neutron [1]
Chất làm
chậm


(cm
2
)
 (cm)


(s)


(s)

Albedo
H
2
O
27
2,72
1.10
-5
2,1.10
-4

0,80
D
2
O
120
160
4,6.10
-5
0,15
0,98
Be
98
21
6,7.10
-5

4,3.10
-3

0,90
BeO
105
29
-
-
0,92
C
350
54
1,5.10
-4

1,2.10
-2

0,94
Tuổi neutron nhiệt càng bé thì khả năng rò neutron càng thấp. Từ bảng 2.4 ta
thấy 

và  có giá trị bé nhất đối với nước nhẹ, do đó vùng hoạt dùng nước nhẹ
làm chất làm chậm có kích thước nhỏ nhất.
2.1.4. Phản ứng dây chuyền và trạng thái tới hạn của lò phản ứng
Như đã nói ở mục 2.1.2, các neutron phân hạch đóng vai trò quan trọng trong
phản ứng dây chuyền. Lượng neutron này tiếp tục tham gia vào các phản ứng phân
hạch tiếp theo. Quá trình cứ tiếp tục như thế khiến cho số neutron tăng lên rất nhanh
và gọi là phản ứng dây chuyền. Trong lò BWR phản ứng dây chuyền thực hiện nhờ
neutron nhiệt.
Khả năng nhân neutron của môi trường vô hạn đặc trưng bởi “hệ số nhân”








 
(2.1)
trong đó, 



là các mật độ neutron trong hai thế hệ kế tiếp nhau. Công thức
(2.1) thường gọi là “công thức 4 thừa số” với các thừa số là:
12

 Hệ số sinh neutron , là số neutron nhanh sinh ra khi hạt nhân uranium hấp
thụ 1 neutron nhiệt.
 Hệ số nhân trên neutron nhanh , là số neutron nhanh sinh ra khi hạt nhân
238
U phân hạch bởi neutron nhanh.
 Xác xuất tránh hấp thu cộng hưởng , cho biết phần neutron nhanh được làm
chậm mà không bị
238
U bắt trong miền năng lượng cộng hưởng.
 Hệ số sử dụng neutron nhiệt , cho biết phần neutron nhiệt được hạt nhân
uranium hấp thụ so với phần neutron nhiệt bị toàn bộ vật liệu trong vùng
hoạt hấp thụ.
Khả năng nhân neutron của môi trường hữu hạn (vùng hoạt lò phản ứng) đặc
trưng bởi “hệ số nhân hiệu dụng”:



 






(2.2)
trong đó:
 

là xác suất tránh rò neutron nhanh.
 

là xác suất tránh rò neutron nhiệt.
Trong thực tế, phần lớn neutron sinh ra bị mất đi do hấp thụ bởi vật liệu cấu
tạo lò, bởi
238
U, bởi các sản phẩm phân hạch… hay thoát ra ngoài môi trường. Để
phản ứng dây chuyền cân bằng trong môi trường vùng hoạt hữu hạn thì phải chọn
kích thước vùng hoạt, khối lượng nhiên liệu phân hạch, tỷ lệ các chất hợp phần
(chất hấp thụ neutron, axit boric…) và cách bố trí sao cho 

 . Khi đó vùng
hoạt ở trạng thái tới hạn, có khối lượng tới hạn và kích thước tới hạn. Trạng thái


  gọi là trạng thái dưới tới hạn, khi đó phản ứng dây chuyền sẽ tắt dần, công

suất nhiệt sẽ giảm đi. Trạng thái 

  gọi là trạng thái trên tới hạn, khi đó phản
ứng dây chuyền sẽ phát triển, công suất nhiệt sẽ tăng lên.
Từ lý thuyết khuếch tán neutron, ta có phương trình khuếch tán neutron. Với
các đại lượng 

,  và một số đại lượng khác, sau khi giải phương trình khuếch tán
13

ta được phương trình tới hạn. Bằng phương trình tới hạn, ta tính được khối lượng
tới hạn và kích thước tới hạn của vùng hoạt đồng nhất nếu biết trước công suất lò và
dạng hình học của vùng hoạt [1], [7].
2.1.5. Động học lò phản ứng
2.1.5.1. Độ phản ứng
“Độ phản ứng” là độ thay đổi của hệ số nhân neutron trong thế hệ mới:
 
  


(2.3)
“Độ dư của hệ số nhân”      là một đại lượng bé, đặc trưng cho sự lệch
khỏi trạng thái tới hạn của vùng hoạt. Nó xác định bởi sự thay đổi của vị trí thanh
điều khiển, nhiệt độ nhiên liệu, nhiệt độ chất làm mát, lượng bọt sôi trong chất làm
chậm, nồng độ xenon.
Ngoài ra ta còn có khái niệm “độ phản ứng dự trữ”:






 



(2.4)
trong đó 

là hệ số nhân khi rút hết tất cả các thanh điều khiển ra khỏi vùng hoạt.
2.1.5.2. Vai trò của neutron tức thời và neutron trễ trong phản ứng dây
chuyền
Chu kỳ lò phản ứng là khoảng thời gian mà mật độ neutron sẽ thay đổi  lần:
 



(2.5)
với  là thời gian sống của một thế hệ neutron.
Khi chỉ xét mỗi neutron tức thời thì   

 

 

. Đối với lò phản ứng
dùng nước làm chậm neutron thì   

 

 (bảng 2.4). Giả sử

   thì chu kỳ lò phản ứng là:
 



 
(2.6)
14

Nếu xét cả neutron trễ thì thời gian sống trung bình của một thế hệ neutron
(đối với chất làm chậm là nước và nhiên liệu là
235
U) là:




  

  

 
(2.7)
với thời gian sống của neutron trễ (theo bảng 2.2):













 
(2.8)
trong đó 

 

.
Chu kỳ lò phản ứng lúc này sẽ là:
 






 
(2.9)
Với chu kỳ lò lớn hơn nhiều so với khi chỉ xét neutron tức thời thì tốc độ tăng
mật độ neutron cũng như công suất lò sẽ tăng chậm, ta hoàn toàn có thể điều khiển
lò được. Và người ta cũng chỉ ra rằng điều kiện để có thể điều khiển được lò phản
ứng là    và giới hạn an toàn khi đưa vào lò độ phản ứng dương là    [1].
2.1.5.3. Phương trình động học lò phản ứng
Để miêu tả sự thay đổi của mật độ neutron theo thời gian  (neutron/cm
3

), ta
dùng phương trình động học. Trong phép gần đúng một nhóm neutron nhiệt,
phương trình này có dạng:




  











 
(2.10)



 




 





(2.11)
với  1,2,…,6
trong đó 

và 

lần lượt là nồng độ và hằng số phân rã của mảnh vỡ phân hạch
phát neutron trễ trong nhóm thứ ;  (neutron/cm
3
.s) là nguồn neutron bên ngoài;
các thông số còn lại đã được nêu ở trên. Vì các phương trình trên không phụ thuộc
vào tọa độ nên còn gọi là “các phương trình động học của lò phản ứng điểm”.
15

Ta giải được phương trình động học khi thay đổi nhảy bậc độ phản ứng và khi
thay đổi tuyến tính độ phản ứng cho lò đang hoạt động ở trạng thái tới hạn. Khi thay
đổi nhảy bậc độ phản ứng, ta thấy được mối tương quan giữa độ phản ứng  đưa
vào và chu kỳ lò phản ứng. Sau khoảng thời gian  đủ lớn, chu kỳ lò phản ứng quy
định bởi thời gian sống của neutron trễ:
 
  


với
 





(2.12)
Đặc biệt là khi  rất âm thì  tiến về giá trị 80 (s), tức là khi dừng lò thì công
suất lò giảm với chu kỳ cỡ 80 (s) và không thể giảm nhanh hơn được nữa. Vì vậy
đòi hỏi hệ thống tải nhiệt của lò cần hoạt động một thời gian sau khi dừng lò.
Còn khi thay đổi tuyến tính độ phản ứng với tốc độ thay đổi  là  (s
-1
), thì
phải lưu ý là khi  gần bằng  thì phải giảm  vì nếu  tiếp tục tăng thì sẽ nguy
hiểm [1].
2.1.6. Sự thay đổi độ phản ứng trong quá trình làm việc của lò phản ứng
Khi lò hoạt động với công suất ổn định thì hệ số nhân hiệu dụng 

 . Tuy
nhiên trong quá trình hoạt động của lò phản ứng, vùng hoạt xảy ra một số quá trình
làm thay đổi 

, gồm có:
 Sự nhiễm độc bởi các sản phẩm phân hạch
 Sự cháy nhiên liệu
 Hiệu ứng nhiệt độ của độ phản ứng
Các yếu tố trên thường đưa một độ phản ứng âm vào lò. Để giữ cho lò làm
việc lâu dài, vùng hoạt cần có một độ phản ứng dự trữ 

đã trình bày ở mục
2.1.5.1. Trong quá trình lò hoạt động, các thanh điều khiển rút dần ra cùng với sự
cháy dần của chất hấp thụ cháy sẽ đưa vào độ phản ứng dương bù trừ độ phản ứng
âm do 3 quá trình kể trên đưa vào, nhằm giữ cho   . Đến khi 


  thì ta dừng
lò hoặc thay nhiên liệu mới [1], [4].
16

2.1.6.1. Sự nhiễm độc bởi các sản phẩm phân hạch
Đầu tiên ta xét sự nhiễm độc xenon-135.
135
Xe sinh ra và phân rã theo quá
trình:
135
Te
135
I
135
Xe
135
Cs
135
Ba (bền)


Do thời gian bán rã của
135
Te bé nên có thể coi
135
I sinh ra trực tiếp từ sự phân
hạch
235
U. Nồng độ

135
I tuân theo phương trình:



 




  



  




(2.13)
trong đó 

  là xác suất phân hạch
235
U ra
135
Te; 


(cm

-1
) là tiết diện
phân hạch vĩ mô của
235
U;  (neutron/cm
2
.s) là mật độ thông lượng neutron nhiệt;


(cm
-3
) là nồng độ các hạt nhân
135
I; 

(cm
2
) là tiết diện hấp thụ neutron nhiệt vi
mô của
135
I; 

(s
-1
) là hằng số phân rã của
135
I.
Nồng độ
135
Xe tuân theo phương trình:




 



 




  



  




(2.14)
trong đó 

  là xác suất phân hạch
235
U ra
135
Xe; 


(cm
-3
) là nồng độ các
hạt nhân
135
Xe; 

(cm
2
) là tiết diện hấp thụ neutron nhiệt vi mô của
135
Xe;


(s
-1
) là hằng số phân rã của
135
Xe.
Với giả thiết là  là không đổi khi 

thay đổi, người ta giải được phương
trình (2.13) và (2.14). Khi    thì 

sẽ đạt giá trị cân bằng.
Người ta đưa ra khái niệm “độ nhiễm độc xenon”











(2.15)
với 

là là tiết diện hấp thụ vĩ mô của
235
U. Khi   

(neutron/cm
2
.s) thì 


không phụ thuộc vào  nữa và dần tiến tới giá trị cực đại.
β 
11 s
β 
6,7 giờ
β 
9,2 giờ
β 
2,3  10
6
năm
Phân hạch

235
U
Phân hạch
235
U
Phân hạch
235
U
17

Người ta chỉ ra rằng, nếu (1) lò có    tại 

  (cm
-3
); (2) bỏ qua sự hấp
thụ của các vật liệu khác; (3) k phụ thuộc chủ yếu vào hệ số sử dụng neutron nhiệt 
thì sự nhiễm độc xenon đưa vào lò một độ phản ứng âm:


 


(2.16)
Trong quá trình quá độ, giả sử ta thay đổi nhảy bậc thông lượng neutron  dẫn
tới thay đổi nhảy bậc công suất lò, 

tăng hay giảm phụ thuộc vào hướng thay đổi
công suất như trong hình 2.1.

Hình 2.1: Nồng độ xenon khi thay đổi nhảy bậc công suất:

(a) từ 100% xuống 50%; (b) từ 50% lên100% [7]
Trong trường hợp dập lò, độ nhiễm độc xenon đạt cực đại sau một khoảng thời
gian 


rồi giảm dần về 0, khiến độ phản ứng do sự nhiễm độc xenon giảm dần
rồi đạt cực tiểu, sau một thời gian thì đạt giá trị trước khi dập lò. Hiệu ứng giảm độ
phản ứng sau khi dừng lò do nhiễm độc xenon gọi là “hố iot”. Hố iot là hiệu số giữa
độ phản ứng do sự nhiễm độc xenon theo thời gian và độ phản ứng do sự nhiễm độc
xenon trước khi dập lò. Hố iot này và 


càng lớn khi  ban đầu càng lớn. Hố iot
đạt cực đại trên 0,5 và 


đạt cực đại cỡ 11 giờ khi   

(neutron/cm
2
.s) [7].
% Công suất % Công suất
Thời gian Thời gian
Thời gian Thời gian
(a) (b)
N
Xe
N
Xe