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

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

1


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 MICROSIMULATION 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
2


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

3


DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU, CÁC CHỮ VIẾT TẮT
Viết tắt
AFR

Tiếng Anh
Away From Reactor

AR

At Reactor

AGR
BWR
CANDU
CFD
CS/RHRS

Advanced Gas cooled Reactor
Boiling Water Reactor
CANada Deuterium Uranium
Computational Fluid Dynamics
Containment Spray/Residual Heat
Removal System
Exclusion Area Boundary
Fast Reactors
Gas Cooled Reactor
High-Efficiency Particulate Air
International Atomic Energy Agency
Low Enriched Uranium
Loss Of Cool
Low Population Zone
Light Water Reactor
MAGNOX

EAB
FR
GCR
HEPA
IAEA
LEU

LOCA
LPZ
LWR
MAGNOX
MOX
NFCIS
PCTRAN
PUREX
PHWR
PWR
RBMK
SFP
SFPCPS
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

4

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
Cơ quan năng lượng Nguyên tử quốc tế
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
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
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


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.

5


-

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.

6


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.

7


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).

8


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:

9


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:
10


-

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]

11


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

12


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.

13


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.

14


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

15


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.
16


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 1.10. Các dụng cụ bảo hộ khỏi

Hình 1.11. Khu vực kiểm soát được hạn chế

phóng xạ

truy nhập

17


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
18