Nghiên cứu hiệu quả của các biện pháp nâng cao độ an toàn của các nhà máy điện hạt nhân ở Ninh Thuận
Bạn đang xem bản rút gọn của tài liệu. Xem và tải ngay bản đầy đủ của tài liệu tại đây (2.06 MB, 148 trang )
BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO
TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI
------------------------------------------------------
NINH QUỐC CƯỜNG
NGHIÊN CỨU HIỆU QUẢ CỦA CÁC BIỆN PHÁP NÂNG CAO ĐỘ
AN TOÀN CỦA NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN Ở NINH THUẬN
NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:
1. PGS.TS NGUYÊN LÂN TRÁNG
Hà Nội – Năm 2010
Lời cảm ơn
Để hoàn thành được luận văn, ngoài sự nỗ lực phấn đấu của bản thân tác
giả đà nhận được rất nhiều sự quan tâm giúp đỡ của các thầy cô, các bạn bè và
đồng nghiệp.
Tác giả xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc tới thầy giáo PGS. TS. Nguyễn Lân
Tráng đà tận tình chỉ bảo hướng dẫn tôi trong suốt quá trình học tập cũng như
làm luận văn. Tác giả cũng xin chân thành cảm ơn các thầy cô giáo trong bộ
môn Hệ thống điện, Trường đại học Bách khoa Hà Nội đà tận tình dạy bảo
cho tôi có được như ngày hôm nay.
Bên cạnh đó tác giả xin chân thành cảm ơn sự nhiệt tình giúp đỡ và đóng
góp ý kiến chuyên môn của các cán bộ ở Viện Khoa học và kỹ thuật hạt nhân.
Do kiến thức còn hạn chế nên bản luận văn khó có thể tránh khỏi những
sai sót, tác giả rất mong nhận được sự chỉ bảo, góp ý của các thầy cô giáo
trong bộ môn Hệ thống điện và những người quan tâm.
Xin chân thành cảm ơn!
Tác giả
Ninh Quốc Cường.
1
Lời cam đoan
Tôi xin cam đoan đây là luận văn của riêng tôi. Các kết quả tính toán nêu
trong luận văn là trung thực và chưa từng được công bố trong bất kỳ một bản
luận văn nào khác.
Hà nội, tháng 4 năm 2011
Tác giả luận văn
Ninh Quốc Cường
2
Mục Lục
Lời cảm ơn .......................................................................................................................1
Lời cam đoan ..................................................................................................................2
Mục Lục .............................................................................................................................3
Danh mục các ký hiệu, các chữ viết tắt .........................................................7
Danh mục các bảng ....................................................................................................9
Danh mục các hình vẽ, đồ thị .............................................................................10
Lời mở đầu .....................................................................................................................11
Chương I
cơ sở lý thuyết về công nghệ lò phản ứng hạt nhân
1.1. Lò phản ứng hạt nhân....................................................................................................13
1.1.1. Lò phản ứng thế hệ I ............................................................................................14
1.1.2. Lò phản ứng thế hệ II ...........................................................................................15
1.1.3. Lò phản ứng thế hệ III .........................................................................................15
1.1.4. Lò phản ứng thế hệ IV ..........................................................................................16
1.2. Các loại công nghệ lò phản ứng hạt nhân ....................................................................16
1.3. Cấu trúc an toàn nhà máy điện hạt nhân .......................................................................19
1.4. Nguyên tắc thiết kế nhà máy điện hạt nhân ..................................................................20
1.5. Kết luận ........................................................................................................................22
Chương 2
Nghiên cứu Các vấn đề an toàn
trong nhà máy điện hạt nhân
2.1. Nhận dạng các nguy cơ phóng xạ tiềm ẩn trong NMĐHN ..........................................23
2.1.1. Nhiệm vụ cơ bản đảm bảo an toàn hạt nhân .........................................................23
2.1.2. Nhận diện các nguồn phóng xạ trong nhà máy điện hạt nhân ..............................23
2.1.3. Các nguy cơ từ hệ thống công nghệ ......................................................................23
2.1.3.1. Nguy cơ dẫn đến sự cố độ phản ứng ..............................................................23
2.1.3.2. Nguy cơ nóng chảy vùng hoạt do mất chất tải nhiệt .....................................25
2.1.3.3 Nguy cơ phá vỡ tính toàn vẹn toà nhà lò ........................................................25
2.1.3.4 Nguy cơ do khuyết tật, mệt mỏi, già hoá vật liệu cấu trúc .............................26
2.1.4. Các nguy cơ từ bên ngoµi ....................................................................................26
3
2.1.4.1. Động đất, địa chấn .........................................................................................26
2.1.4.2. Nguy cơ cháy .................................................................................................27
2.1.4.3. Nguy cơ ngập lụt ...........................................................................................27
2.1.5. Các nguy cơ từ yếu tố con người ..........................................................................27
2.2. Quan điểm thiết kế nhà máy điện hạt nhân ..................................................................28
2.2.1 Bảo vệ theo chiều sâu ............................................................................................29
2.2.1.1. Mục tiêu bảo vệ theo chiều sâu .....................................................................29
2.2.1.2. Chiến lược bảo vệ theo chiều sâu ..................................................................30
2.2.1.3. Các mức bảo vệ theo chiều sâu ......................................................................30
2.2.2. Bảo vệ chủ động và thụ động ................................................................................34
2.3. Các hệ thống kỹ thuật đảm bảo an toàn trong các tình huống sự cố ............................35
2.3.1. Hệ thống dËp lß sù cè ...........................................................................................35
2.3.1.1. HƯ thèng dËp lß cđa lò nước áp lực PWR ......................................................35
2.3.1.2 Hệ thống dập lò của lò nước sôi BWR ..........................................................36
2.3.2. Hệ thống làm nguội khÈn cÊp ...............................................................................36
2.3.2.1. Nguyªn lý thiÕt kÕ hƯ thèng ECCS ................................................................37
2.3.2.2. Hệ thống làm nguội khẩn cấp vùng hoạt lò nước áp lực PWR ......................37
2.3.2.3. Hệ thống làm nguội khẩn cấp vùng hoạt lò nước sôi BWR ...........................38
2.3.3. Hệ thống che chắn và giam giữ chất phóng xạ .....................................................38
2.3.3.1. Viên nhiªn liƯu nÐn ........................................................................................38
2.3.3.2. Vá bäc thanh nhiªn liƯu .................................................................................39
2.3.3.3. Thùng lò phản ứng và hệ thống vòng 1 .........................................................39
2.3.3.4. Nhà chứa lò phản ứng (containment) .............................................................39
2.3.3.5. Gian lò phản ứng (reactor building) ..............................................................41
2.4. Phân tích an toàn ..........................................................................................................42
2.4.1. Phân tích an toàn các sự kiện chuyển tiếp bất thường ..........................................42
2.4.1.1. Phân tích sự kiện chuyển tiếp bất thường điển hình ......................................43
2.4.2. Phân tích an toàn các sự cố thiết kế cơ bản ..........................................................45
2.4.2.1. Các tiêu chí an toàn ......................................................................................45
2.4.2.2. Phân tích sự cố điển hình ...............................................................................45
2.4.3. Phân tích an toàn các sự cố thoát xạ ra môi trường ..............................................47
2.4.3.1. Phân tích sự cố điển hình gây thoát xạ ra môi trường ...................................47
2.4.4. Các biện pháp phòng chống và xử lý sù cè ..........................................................50
4
2.4.4.1. Kế hoạch phòng chống sự cố ........................................................................50
2.4.4.2. Xử lý và quản lý sự cố ...................................................................................51
2.4.4.3. Chuẩn bị kỹ thuật và phương tiện quản lý sự cố ............................................51
2.5. Phân tích một số sự cố lớn đà xảy ra ............................................................................52
2.5.1. Tai nạn tại tổ máy số 2 NMĐHN Three Miles Island (TMI), USA ......................52
2.5.2. Thảm hoạ Chernobyl (Liên Xô cũ) .......................................................................59
2.5.3 Tai nạn tại NMĐHN Fukushima 1 của Nhật Bản .................................................68
2.5.4 Một vài thống kê so sánh về sự cố hạt nhân khác .................................................73
2.6. Một số phương hướng nâng cao độ an toàn NMĐHN ..................................................74
2.7. Những công nghệ lò đà nâng cao độ an toàn ................................................................76
2.8. Nghiên cứu phát triển công nghệ lò phản ứng thế hệ thứ IV ........................................77
2.9. Tổng kết chung .............................................................................................................77
Chương 3
Nghiên cứu phần mềm cap88-pc
tính toán phát thải khí phóng xạ
3.1. Phương trình vi phân cơ bản mô tả quá trình lan truyền của các chất ô nhiễm trong
không khí .............................................................................................................................79
3.2. Mô hình lan truyền Berlian ...........................................................................................80
3.3. Mô hình lan truyền Gauss ............................................................................................82
3.4. Các thông số đầu vào và kết quả đầu ra của mô hình ...................................................84
3.5. Các chức năng tính toán của CAP88-PC ......................................................................85
3.6. Mô hình toán học của CAP88-PC .................................................................................86
3.6.1. Độ nâng luồng khí thải (độ chênh lệch giữa chiều cao hiệu dụng và chiều cao
thùc cđa èng khãi) .......................................................................................................86
3.6.2. Sù ph¸t t¸n lng khÝ thải ...................................................................................89
3.6.3. Rơi lắng khô (lắng đọng khô) .............................................................................92
3.6.4. Rơi lắng ướt (rửa trôi do mưa) ............................................................................93
3.6.5. Sự suy giảm luồng khí thải .................................................................................93
3.6.6. Hệ số phát tán .....................................................................................................94
5
3.6.7. Nguồn mặt ..........................................................................................................95
3.6.8. Carbon-14 và Triti ..............................................................................................96
3.6.9. Mức làm việc của Rn-222 ..................................................................................97
3.6.10. Nồng độ tại mặt đất ..........................................................................................98
3.7. Tính toán liều và ước lượng rủi ro ................................................................................98
3.7.1. Liều cá nhân cực đại ............................................................................................98
3.7.2. Liều tập thể ..........................................................................................................99
3.8. Kết luận ........................................................................................................................99
Chương 4
áp dụng phần mềm cap88-pc tính toán cho
địa điểm xây dựng NMĐHN Ninh Thuận
4.1. Lý do lựa chọn phÇn mỊm CAP88-PC ........................................................................100
4.2. Giao diƯn cđa phÇn mỊm CAP88-PC ..........................................................................101
4.3. Dữ liệu đầu vào của phần mềm CAP88-PC ................................................................106
4.3.1. Các dữ liệu khí tượng áp dụng cho mô hình ......................................................106
4.3.2. Lựa chọn nguồn phát tán phóng xạ ....................................................................107
4.4. Kết quả tính toán trường liều ......................................................................................108
4.5. Kết luận.......................................................................................................................115
Chương 5
Kết luận, kiến nghị và các giải pháp .....................116
Tài liệu tham khảo .................................................................................................118
Phô lôc ..........................................................................................................................120
6
Danh mục các ký hiệu, các chữ viết tắt
ALARA: As low as reasonably achievable, Mức thấp nhất có thể đạt được
ADS: Hệ thống giảm áp tự động
BWR: Boiling Water Reactor, Lò phản ứng nước sôi
EAEC: Euro Atomic Energy Community, Uỷ ban năng lượng nguyên tử Châu Âu
ECCS: Emergency Core Cooling System, Hệ thống làm nguội khẩn cấp vùng hoạt
FBR: Fast Breeder Reactor, Lò phản ứng tái sinh nhanh
GCR: Gas Cooled Reactor, Lò phản ứng làm nguội bằng khí
GCFR: Gas- cooled Fast Reactor, Lò phản ứng nhanh làm nguội bằng khí
HPIS: HƯ cÊp níc ¸p st cao
HPCS: HƯ thèng phun níc vùng hoạt áp suất cao
IAEA: International Atomic Energy Agency, Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế
ICRP: ủy ban Bảo vệ Bức xạ Quốc tế
PWR: Pressurized Water Reactor, Lò phản ứng nước áp lực
PHWR: Pressurized Heavy Water Reactor, Lò phản ứng nước nặng áp lực
RBMK: Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy, Lò phản ứng kênh công suất lớn
RCV: Reactor Containment Vessel, Thùng chứa lò phản ứng
LPIS : Hệ cấp nước áp suất thÊp
LPCS: HƯ thèng thÊp ¸p
LPCS: HƯ thèng phun níc vïng hoạt áp suất thấp
LPCI: Hệ thống cấp nước vùng hoạt ¸p suÊt thÊp
LOCA: Loss Of Cooland Accident, Sù cè mÊt chất làm mát
MSR: Molten Salt Reactor, Lò nóng chảy
OTSG: Once Throught Steam Generator, Bình sinh hơi
PORV: Power Operated Relief Valve, Van giảm áp chính
QLSC: Quản lý sự cố
SCFR: Sodium Cooled Fast Reactor, Lò phản ứng nhanh làm nguội bằng natri
SWCR: Supercritical Water- Cooled Reactor, Lò phản ứng làm nguội bằng nước trên
tới hạn
VHTGR: Very High Temperature Gas Reactor, Lò phản øng khÝ nhiƯt ®é rÊt cao
7
WHO: World Health Oganization, Tỉ chøc y tÕ thÕ giíi
N: North, Hướng bắc
NNW: Hướng bắc tây bắc
NW: Hướng tây bắc
WNW: Hướng tây tây bắc
W: West, Hướng tây
WSW: Hướng tây tây nam
SW: Híng t©y nam
SSW: Híng nam t©y nam
S: South, Híng nam
SSE: Hướng nam đông nam
SE: Hướng đông nam
ESE: Hướng đông đông nam
E: East, Hướng đông
ENE: Hướng đông đông bắc
NE: Hướng đông bắc
NNE: Hướng bắc đông bắc
8
Danh mục các bảng
Bảng 1.1. Các đặc trưng cơ bản của các loại lò phản ứng hạt nhân ..........................17
Bảng 2.1. Các đặc điểm điển hình liên quan đến hàng rào che chắn phóng xạ ........41
Bảng 2.2. Một số thông số cơ bản cần tính toán và so sánh các giá trị cho phép .....42
Bảng 2.3. Tổng kết các sự cố nguyên tử (IAEA) ......................................................74
Bảng 2.4. Tổng kết số liệu sự cố năng lượng nói chung ...........................................74
Bảng 2.5. Một số yêu cầu về nâng cao an toàn các thế hệ lò ...................................76
Bảng 3.1. Phân loại độ ổn định khí quyển theo Pasquil-Gifford ..............................83
Bảng 3.2. Hàm của hệ số phát tán z và y ứng với các cấp ổn định theo Pasquil.95
R
R
R
R
Bảng 3.3. Hệ số cân bằng đối với các sản phẩm phân rà radon ...............................97
Bảng 4.1. Thông số về các đồng vị phóng xạ phát thải ..........................................107
Bảng 4.2. Số liệu về nông nghiệp ...........................................................................108
Bảng 4.3. Tóm tắt liều hiệu dụng thông qua các con đường xâm nhập ..................108
Bảng 4.4. Nguy cơ ung thư từ các nguồn khác nhau ..............................................109
9
Danh mục các hình vẽ, đồ thị
Hình 2.1. Đặc điểm an toàn nội tại của lò phản ứng ................................................32
Hình 2.2. Hệ thống các hàng rào che chắn và giam giữ chất phóng xạ ...................39
Hình 2.3. Diễn biến của chuyển tiếp bất thường độ phản ứng dương ......................43
Hình 2.4. Kết quả thay đổi công suất lò BWR .........................................................44
Hình 2.5. Kết quả phân tích sự kiện các thanh điều khiển bị đẩy ra ngoài với giả
thiết lò đang vận hành ở 100% công suất .................................................................44
Hình 2.6. Diễn biến của sự cố mất chất tải nhiệt LOCA lò BWR ............................46
Hình 2.7. Kết quả phân tích sự cố LOCA lò BWR ..................................................46
Hình 2.8. Sự cố vỡ ống dẫn hơi chính lò BWR ........................................................48
Hình 2.9. Sự cố vỡ ống TB sinh hơi gây thoát xạ ra môi trường (lò PWR) ..............49
Hình 2.10. Vùng hoạt TMI 2 sau sự cố
.................................................................53
Hình 2.11. Thiết bị tải nhiệt và van PORV ..............................................................56
Hình 2.12. Sơ đồ nguyên lý lò RBMK .....................................................................60
Hình 2.13. Cấu trúc vùng hoạt và các lớp cản xạ lò số 4 Chernobyl
.....................61
Hình 2.14. Minh hoạ đóng góp của thanh điều khiển vào sự cố ..............................63
Hình 2.15. Tiết diện lò BWR Mark I .......................................................................68
Hình 4.1 Giao diện 1 khi chạy phần mềm CAP88-PC ...........................................102
Hình 4.2. Giao diện 2 khi chạy phần mềm CAP88-PC ..........................................102
Hình 4.3. Tab cung cấp dữ liệu về nguồn phát thải ...............................................103
Hình 4.4. Tab lựa chọn cách chạy CAP88-PC ......................................................103
Hình 4.5. Tab cung cấp dữ liệu khí tượng ..............................................................104
Hình 4.6. Tab cung cấp thông số vật lý về nguồn thải ...........................................105
Hình 4.7. Tab cung cấp thông tin về sản xuất nông nghiệp ...................................105
Hình 4.8. Tab cung cấp thông tin về đồng vị phóng xạ phát thải ...........................106
Hình 4.9. Đồ thị biểu diễn suất liều hiệu dụng cá nhân- hướng Tây Nam .............110
Hình 4.10. Đồ thị biểu diễn suất liều hiệu dụng cá nhân- hướng Đông Bắc...........110
Hình 4.11. Đồ thị biểu diễn nguy cơ tử vong hướng Đông Bắc..............................111
Hình 4.12. Đồ thị biểu diễn nguy cơ tử vong hướng Tây Nam...............................111
Hình 4.13. Biểu đồ phân bố nồng độ Kr-85 theo hướng Tây Nam.........................112
Hình 4.14. Biểu đồ phân bố nồng độ Cs-137 theo hướng Tây Nam.......................113
Hình 4.15. Biểu đồ phân bố nồng độ Co-60 theo hướng Tây Nam.........................113
Hình 4.16. Biểu đồ phân bố nồng độ Kr-85 theo hướng Đông Bắc........................113
10
Hình 4.17. Biểu đồ phân bố nồng độ Cs-137 theo hướng Đông Bắc .....................114
Hình 4.18. Biểu đồ phân bố nồng độ Co-60 theo hướng Đông Bắc .......................114
Lời mở đầu
Phóng xạ và bức xạ là những khái niệm rất gần gũi ®èi víi chóng ta. Ngay tõ
thđa khai sinh con ngêi đà phải hứng chịu đủ mọi loại phóng xạ từ vũ trụ, từ đất đá
ở môi trường xung quanh. Thức ăn, nước uống, không khí ta hít thở hàng ngày cũng
có chứa một lượng chất phóng xạ nhất định. Tuy nhiên sự sống vẫn phát triển bình
thường trong môi trường có lượng phóng xạ cho phép.
Bức xạ của lửa và phóng xạ của hạt nhân nguyên tử về thực chất là giống nhau.
Chúng đều là các dạng của bức xạ. Đối với việc tiếp xúc với phóng xạ hạt nhân
trong tiêu chuẩn cho phép thì sẽ là bình thường, nhiều hơn một chút thì sẽ làm biến
đổi tế bào gien, còn nhiều hơn nữa sẽ gây tử vong. Có nhiều loại tia phóng xạ là loại
tia bức xạ có năng lượng cao và không nhìn thấy được. Tuỳ vào từng loại tia phóng
xạ mà mức độ nguy hiểm cũng có khác nhau. Tuy nhiên nếu ta tuân thủ các quy tắc
an toàn về bức xạ thì việc khai thác và sử dụng các chất phóng xạ vào nhiều lĩnh vực
của đời sống được rộng rÃi hơn.
Ngày nay các ứng dụng của ngành năng lượng hạt nhân nguyên tử được áp dơng
trong nhiỊu lÜnh vùc cđa ®êi sèng x· héi. Trong đó có việc xây dựng các nhà máy
điện hạt nhân trên thế giới nói chung và ở Việt Nam nói riêng.
Đối với các nhà máy điện hạt nhân ở Việt Nam đà có quyết định xây dựng 2 nhà
máy điện, mỗi nhà máy có 2 tổ máy. Tổng công suất phát điện của 2 nhà máy điện
là 4.000MW. Theo chủ trương của nhà nước thì tập đoàn điện lực Việt Nam xây
dựng các nhà máy trên, đảm bảo đẩy nhanh tiến độ xây dựng để có thể đưa tổ máy
đầu tiên phát điện trước năm 2020. Theo các tiêu chí về nhiều mặt thì 2 nhà máy
trên được lựa chọn địa điểm tại 2 xà là xà Phước Dinh, huyện- Ninh Phước và xÃ
Vĩnh Hải, huyện Ninh Hải, tỉnh Ninh Thuận.
An toàn nhà máy điện hạt nhân luôn luôn là vấn đề được quan tâm hàng đầu của
dân chúng và các nhà lÃnh đạo. Do đó chúng ta phải có các biện pháp để đảm bảo
tính an toàn, các cải tiến và phát minh nhằm mục đích nâng cao an toàn của nhà
máy điện hạt nhân. Các chính sách về việc đảm bảo an toàn đối với các thiết bị h¹t
11
nhân nói chung và nhà máy điện hạt nhân nói riêng là bảo vệ sức khoẻ, an toàn cho
dân chúng và những người làm việc trực tiếp trước các rủi ro không mong muốn.
Trong điều kiện các thiết bị hoạt động bình thường, chính sách về điều kiện đảm bảo
an toàn hạt nhân được thực hiện dựa trên nguyên lý an toàn cao nhất có thể đạt được
một cách hợp lý. Trong trường hợp thiết bị hoạt động không bình thường, xuất hiện
các sai lệch so với bình thường thì việc đảm bảo an toàn trong nhà máy được thực
hiện dựa trên nguyên lý bảo vệ theo chiều sâu.
Trong luận văn Nghiên cứu hiệu quả của các biện pháp nâng cao độ an toàn
của các nhà máy điện hạt nhân ở Ninh Thuận. Tác giả đà trình bày về sự phát
triển về công nghệ và độ an toàn của các loại lò, từ lò thế hệ thứ I cho tới lò thế hệ
thứ IV. Trong đó nghiên cứu khai thác phần mềm CAP 88-PC tính toán phát thải khí
phóng xạ để sử dụng nó cho công tác đánh giá, kiểm soát khí thải phóng xạ cho dự
án nhà máy điện hạt nhân đầu tiên của Việt Nam trong tương lai.
Luận văn thực hiện các nội dung sau:
1- Cơ sở lý thuyết về công nghệ lò phản ứng hạt nhân
2- Nghiên cứu các vấn đề an toàn trong nhà máy điện hạt nhân
3- Nghiên cứu phần mềm CAP88-PC. Tính toán phát thải khí phóng xạ
4- áp dụng phần mềm CAP88-PC tính toán cho địa điểm xây dựng NMĐHN
Ninh Thuận
5- Kết luận, kiến nghị và các giải pháp.
Luận văn được hoàn thành nhờ sự giúp đỡ, hướng dẫn chỉ bảo tận tình của các
thầy cô trong bộ môn Hệ thống điện, Khoa điện, Trường Đại học Bách Khoa Hà
Nội, đặc biệt là PGS. TS. Nguyễn Lân Tráng.
Bên cạnh đó tác giả xin chân thành cảm ơn sự nhiệt tình giúp đỡ và đóng góp ý
kiến chuyên môn của các cán bộ ở Viện Khoa học và kỹ thuật hạt nhân.
Mặc dù đà rất cố gắng, nhưng do hạn chế về trình độ, kiến thức, thời gian thực
hiện nên bản luận văn này không tránh khỏi những thiếu sót, khiếm khuyết, em rất
mong nhận được sự chỉ bảo, bổ sung của các thầy, các cô.
Em xin chân thành cảm ơn!
12
Chương I
cơ sở lý thuyết về công nghệ lò phản ứng hạt nhân
1.1. Lò phản ứng hạt nhân
Năng lượng hạt nhân đà được các nhà khoa học chú ý đến từ những năm đầu thập
niên 50. Lò phản ứng thế hệ I ra đời và khi đó hiện tại vẫn còn được sử dụng ở một
vài nơi. Tuy nhiên các lò thuộc thế hệ I đang dần dần bị đào thải vì thời gian vận
hành đà hết (tuổi thọ của một nhà máy vào khoảng 50 năm). Thế hệ thứ II ra đời vào
đầu thập niên 70. Thế hệ thứ 3 vào thập niên 90. Và sau cùng là thế hệ thứ IV đang
được chuẩn bị với rất nhiều hy vọng trở thành một công nghệ hoàn hảo vì sẽ làm
giảm tối thiểu hiệu ứng nhà kính qua việc thải khí CO 2 đối với các lò phản ứng
R
R
thuộc thế hệ trước đó, thực hiện được an toàn lao động trong vận hành và nhất là loại
lò này sẽ là lò phản ứng tự giải quyết trong trường hợp có tai nạn xảy ra, nghĩa là
không cần thiết đến sự hiƯn diƯn cđa con ngêi khi cã sù cè.
ThiÕt bÞ chính của nhà máy điện hạt nhân là lò phản ứng, ở đó phản ứng hạt nhân
dây chuyền được điều khiển sinh ra năng lượng dưới dạng nhiệt trong vùng hoạt lò
phản ứng. Năng lượng này sẽ được chuyển đi b»ng hƯ thèng chÊt lµm ngi (níc,
khÝ...) chun qua vïng hoạt đến thiết bị sinh hơi, biến thành hơi làm quay tuabin
của máy phát điện để sinh ra điện.
Lò phản ứng hạt nhân là một hệ thống phức tạp chứa các bó nhiên liệu được làm
bằng hợp kim của nhiên liệu hạt nhân như uranium hoặc plutonium. Hầu hết các lò
phản ứng đang vận hành trên thế giới trong giai đoạn hiện nay đều là những lò phản
ứng nhiệt, trong đó phản ứng hạt nhân dây chuyền được gây ra bởi tương tác của các
neutron có năng lượng thấp lên hạt nhân của nguyên tố U 235 . Khi một neutron phản
ứng với một hạt nhân U 235 , hạt nhân này sẽ bị phân chia thành các hạt nhân nhẹ hơn
cùng với một số neutron, các neutron này sẽ tiếp tục tương tác với các hạt nhân
nhiên liệu khác để gây ra phản ứng phân hạch khác và quá trình này tiếp diễn tạo
thành một dây chuyền các phản ứng phân hạch được gọi là các phản ứng phân h¹ch
13
dây chuyền. Phản ứng phân hạch dây chuyền trong lò phản ứng được điều khiển để
có thể sinh ra một lượng nhiệt theo mong muốn. Các neutron được sinh ra trong
phản ứng phân hạch là những neutron có năng lượng cao, vì vậy để những neutron
này sinh ra phản ứng tiếp theo thì cần phải giảm bớt năng lượng của nó. Trong lò
phản ứng hạt nhân nhiệt , các chất làm giảm năng lượng neutron được gọi là các
chất làm chậm (nước thường, nước nặng, graphite, berryllium...), Việc điều khiển
phản ứng dây chuyền được thực hiện bằng các thanh điều khiển hoặc cùng với một
lượng nhỏ chất hấp thụ mạnh neutron (boron, gadolinium...) được pha vào trong chất
làm nguội. Các thanh điều khiển được chế tạo bằng các hợp chất hấp thụ mạnh
neutron như B 4 C, cadmium... Việc điều chỉnh vị trí các thanh điều khiển này sẽ giúp
R
R
điều khiển tốc độ phản ứng dây chuyền và do đó điều khiển công suất của lò phản
ứng.
Hệ thống thiết bị tải nhiệt và phát điện của nhà máy điện hạt nhân bao gồm một
vài vòng chất làm nguội chảy qua vùng hoạt lò phản ứng để lấy nhiệt sinh ra trong
đó, đun sôi nước thành hơi ở áp suất lớn làm quay tuabin của máy phát điện, các
bình trao đổi nhiệt giữa các vòng làm nguội, tháp làm nguội bằng đối lưu nước nóng
với không khí, các bơm nước cùng với các thiết bị khác. Vòng làm nguội ngoài cùng
không bị nhiễm phóng xạ dùng nước biển và nước sông để làm lạnh nước nóng ở
vòng trong thông qua các bình trao đổi nhiệt. Chính vì vậy các nhà máy điện hạt
nhân thường được xây dựng ở gần sông hoặc bờ biển.
Gần như mọi hoạt động của các thiết bị trong nhà máy điện hạt nhân đều được
điều khiển từ xa và tự động. Vì vậy trong nhà máy có một phòng điều khiển, ở đó
mọi thông tin về sự hoạt động của các thiết bị và tình hình phóng xạ trong khu vực
kiểm soát của nhà máy đều được cập nhật tức thời và hiển thị đầy đủ. Tại phòng
điều khiển, các nhân viên vận hành nhà máy có thể giám sát mọi thông tin liên quan
đến tình trạng hoạt động của nhà máy, có nhiệm vụ vận hành nhà máy hoạt động
sản xuất bình thường cũng như xử lý và thông tin đến các cấp chỉ huy cao hơn trong
trường hợp có bất thường xảy ra.
1.1.1. Lò phản øng thÕ hÖ I
14
Lò phản ứng có tên Magnox là một lò phản ứng đầu tiên được sản xuất và tung ra
thị trường vào những năm đầu thập niên 50 do 3 nhà vật lý người Anh sáng chế là:
Ts Ion, Ts Khalit và Ts Magwood. Lò Magnox sử dụng nguyên liệu urani trong
thiên nhiên, trong đó chỉ có 0,7% chất đồng vị U-235 và 99,2% U-238. Nguyên tắc
vận hành có thể được tóm tắt như sau:
Các ống kim loại urani này được bao bọc bằng một lớp hợp kim gồm nhôm(Al)
và Magie(Mg). Một lớp than graphit đặt nằm giữa ống urani và hợp kim trên có mục
đích làm chậm bớt vận tốc phóng thích nơtron do sự phân hạch U-235. Từ đó các
nơtron trên sẽ va chạm mạnh với hạt nhân của U-235 để các phản ứng dây chuyền
liên tục xảy ra. Đây là một phản ứng nhiệt rất lớn và nhiệt năng này được đưa đến
một tuabin hơi nước để từ đó biến thành điện năng. Việc điều khiển vận tốc phản
ứng dây chuyền hoặc chặn đứng phản ứng là một công việc quan trọng bậc nhất của
một lò phản ứng. Trong công đoạn này lò Magnox sử dụng một loại thép đặc biệt,
loại thép này có tính chất hấp thụ các nơtron, do đó có thể điều khiển phản ứng theo
ý muốn. Có tất cả 26 lò Magnox đà hoạt động ở nước Anh, hiện tại chỉ còn 8 lò còn
đang hoạt động và sẽ bị đào thải vào năm 2010.
1.1.2. Lò phản ứng thế hệ II
Loại lò này đà ra đời vào thập niên 70, hiện chiếm đa số các lò đang hoạt động
trên thế giới. Từ lúc ban đầu, 60% loại lò này áp dụng nguyên lý lò nước áp suất cao
(pressurized water reactor-PWR), trong đó nước áp suất cao được sử dụng vừa là
dung dịch làm nguội, vừa làm dung dịch điều hoà phản ứng. Nhiên liệu sử dụng cho
loại lò thuộc thế hệ thứ II này là hợp chất urani đioxit và hợp kim này được bọc
trong các ống cấu tạo bằng kim loại zirconi. Trong loại lò này, urani 235 sẽ được
làm giàu từ 0,7% đến 3,5%.
1.1.3. Lò phản ứng thế hệ III
Kể từ cuối thập niên 80, thế hệ III bắt đầu được nghiên cứu với nhiều cải tiến từ
các lò phản ứng loại BWR của thế hệ II. Năm 1996 tại Nhật đà có loại lò này. Hiện
nay các lò này đang được sử dụng ở nhiều quốc gia trên thế giới vì thời gian xây
dựng tương đối ngắn (chỉ xây trong khoảng 3 năm) và chi phí cũng giảm so với các
15
lò thuộc thế hệ trước. Hơn nữa, việc vận hành cũng như bảo dưỡng loại lò này tương
đối đơn giản và an toàn hơn.
1.1.4. Lò phản ứng thế hệ IV
Tuy nhiên trước yêu cầu ngày càng cấp thiết hơn về an toàn lao động và bảo vệ ô
nhiễm môi trường nhất là hiệu ứng nhà kính, các nhà khoa học đang tiến dần đến
việc xây dựng các lò hạt nhân thế hệ IV, trong đó hệ thống an toàn không còn dùng
đến con người nữa mà hoàn toàn tự động. Thêm nữa sẽ không còn có việc phát thải
khí CO 2 vào không khí. Một đặc điểm mới của lò hạt nhân thế hệ IV này là ngoài
R
R
điện năng sản xuất ra, còn có cả hyđro, một nhân tố cơ bản cho hầu hết các công
nghệ tổng hợp hoá chất hiện nay. Thế hệ IV còn được gọi là lò phản ứng cách
mạng. Thế hệ này đang được 9 quốc gia phối hợp thử nghiệm từ năm 2000. Các
quốc gia này gồm: Anh, Pháp, Nhật, Achentina, Braxin, Canada, Nam phi, Hàn
Quốc, và Thụy Sỹ. Uỷ ban năng lượng nguyên tử Châu Âu (Euro Atomic Energy
Community) cũng đà xin gia nhập nghiên cứu chung vào năm 2003.
Thế hệ này nếu đủ điều kiện sẽ được ứng dụng vào năm 2030 và có thể thoả mÃn
những điều kiện sau:
-
Giá thành cho điện năng sẽ rẻ hơn hiện tại
-
Độ an toàn rất cao nên có thể xem như an toàn 100%
-
Giảm thiểu phát thải đến mức tối đa.
1.2. Các loại công nghệ lò phản ứng hạt nhân
Các nhà máy điện hạt nhân trên thế giới hiện nay dùng các công nghệ lò phản ứng
khác nhau.
Có thể kể ra các loại lò như sau:
-
Lò phản ứng nước áp lực PWR (Pressurized Water Reactor)
-
Lò phản ứng nước sôi BWR (Boiling Water Reactor)
-
Lò phản ứng nước nặng áp lực PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor)
-
Lò phản ứng kênh công suất lớn RBMK (Reaktor Bolshoy Moshchnosti
Kanalniy)
16
-
Lò phản ứng làm nguội bằng khí GCR (Gas cooled Reactor)
-
Lò phản ứng tái sinh nhanh FBR (Fast Breeder Reactor)....
Tuy nhiên các công nghệ lò phản ứng được sử dụng nhiều nhất tại hầu khắp các
nhà máy điện hạt nhân thương mại trên thế giới hiện nay là công nghệ lò phản ứng
nước áp lực PWR và công nghệ lò phản ứng nước sôi BWR. Bảng thống kê dưới đây
trình bày các đặc trưng cơ bản của các loại lò phản ứng thương mại trên thế giới
hiện nay:
Bảng 1.1. Các đặc trưng cơ bản của các loại lò phản ứng hạt nhân
Đặc trưng
PWR
BWR
GCR
AGR
PHWR
RBMK
FBR
4,2
3,7
7,6
8,3
5,9
7
1
3,4
4,7
14
9,3
6
11,8
3,7
104
134
300
110
90
192
32
Dạng thùng lò
Trụ
Trụ
Trụ
Trụ
ống
ống
Trụ
Nhiên liệu
UO 2
UO 2
U
UO 2
UO 2
UO 2
Chiều cao vùng
hoạt (m)
Đường kính
vùng hoạt (m)
Lượng nhiên liệu
ban đầu (tấn)
R
R
R
R
R
PuO 3 /
R
R
UO 2
R
Làm
Làm
Tự
Làm
Tự
Làm
giàu
giàu
nhiên
giàu
nhiên
giàu
Nước
Nước
CO 2
CO 2
Nước nặng
Nước
Natri
Gián
Trực
Gián
Gián
Trực
Gián
tiếp
tiếp
tiếp
tiếp
tiếp
tiếp
Chất làm nguội
Nước
Nước
Graphite
Graphite
Nước nặng
Graphite
Không
Đang vận hành
265
94
4
14
44
16
2
Loại nhiên liệu
Chất làm nguội
Cơ chế sinh hơi
R
R
Gián tiếp
-
Số liệu cập nhật năm 2008: Nguồn số liệu: WNS, IAEA
Lò phản ứng nước áp lực PWR là loại lò phản ứng phân hạch nhiệt sử dụng nhiên
liệu là urani có ®é lµm giµu thÊp, dïng níc thêng võa lµ chÊt làm chậm vừa là
chất làm nguội. Lò phản ứng có một thùng áp suất chứa nhiên liệu, thanh điều
khiển, chất lµm chËm vµ chÊt lµm ngi. Níc nãng cã phãng xạ trong thùng lò
thuộc vòng làm nguội sơ cấp được chuyển đến thiết bị sinh hơi, trao đổi nhiệt với
nước vòng thứ cấp không phóng xạ, biến nó thành hơi ®Ĩ quay turbin. Mét ®Ỉc trng
17
quan trọng của lò phản ứng loại này là nó có một bộ điều áp gắn với thùng lò để
điều chỉnh áp suất trong thùng lò bằng cách tăng hoặc giảm lượng hơi nước được tạo
ra. Đây là loại lò phản ứng được sử dụng rộng rÃi nhất trong các nhà máy điện hạt
nhân thương mại. Hiện nay trên thế giới có khoảng 265 lò phản ứng hạt nhân loại
này đang hoạt động và 32 lò đang được xây dựng.
Lò phản ứng nước sôi BWR cũng là loại lò phản ứng phân hạch nhiệt sử dụng
nhiên liệu là urani có ®é lµm giµu thÊp, dïng níc thêng võa lµ chÊt làm chậm, vừa
là chất làm nguội nhưng ở áp suất thấp hơn. Khác với lò phản ứng nước áp lực, lò
phản ứng nước sôi không có thiết bị sinh hơi riêng, hệ thống làm nguội lò phản ứng
không phân thành vòng làm nguội sơ cấp và vòng làm nguội thứ cấp. Nước nóng lên
được biến thành hơi ngay bên trong thùng lò áp suất và dẫn trực tiếp đến quay turbin
để phát điện. Lò phản ứng này có hiệu suất nhiệt cao hơn lò phản ứng nước áp lực.
áp suất trong thùng lò được điều chỉnh bằng lượng hơi từ thùng lò đến turbin. Hiện
nay trên thế giới có khoảng 94 lò phản ứng hạt nhân loại này đang hoạt động và 3 lò
đang được xây dựng.
Lò phản ứng nước nặng áp lực PHWR là loại lò phản ứng phân hạch nhiệt sử
dụng nhiên liệu là uranium có độ làm giàu thấp và cả uranium tự nhiên, dùng nước
nặng vừa lµ chÊt lµm chËm võa lµ chÊt lµm nguéi. Thay vì chỉ có một thùng lò áp lực
như trong lò phản ứng nước áp lực, mỗi bó nhiên liệu của lò này được lắp đặt trong
một ống áp suất. Các lò phản ứng loại này có thể được thay thế nhiên liệu ngay
trong quá trình vận hành ở công suất danh định. Điển hình của nó là lò phản ứng
CANDU được xây dựng ở Canada, ấn Độ, Pakistan, Hàn Quốc, Argentina và
Romania.
Lò phản ứng kênh công suất lớn RBMK là loại lò phản ứng phân hạch nhiệt sử
dụng nhiên liệu là urani có độ làm giàu thấp, dùng nước thường lµm nguéi vµ lµm
chËm b»ng graphite. ë mét vµi khÝa cạnh kỹ thuật nó giống lò CANDU ở chỗ nhiên
liệu được chứa trong các ống áp lực và có thể thay nhiên liệu trong quá trình vận
hành lò ở công suất danh định. Lò phản ứng loại này được thiết kế bởi Liên Xô và
hầu hết các nước Đông Âu.
18
Lò phản ứng làm nguội bằng khí GCR là loại lò phản ứng phân hạch nhiệt sử
dụng nhiên liệu là uranium tự nhiên hoặc urani có độ làm giàu thấp, dùng khí CO 2
R
R
làm nguội và graphite làm chậm nơtron.
Lò phản ứng nhanh tái sinh FBR là loại lò phản ứng sử dụng nhiên liệu là hỗn hợp
oxit urani và oxit plutonium. Chất làm nguội thường được sử dụng trong loại lò này
là kim loại natri lỏng, không có chất làm chậm. Bên ngoài vùng hoạt của lò phản
ứng là lớp urani tự nhiên, khi các neutron thoát ra khỏi vùng hoạt rơi vào vùng này
sẽ tạo ra plutoni, plutoni được tạo ra sau đó sẽ được tách ra và sử dụng làm nhiên
liệu.
1.3. Cấu trúc an toàn nhà máy điện hạt nhân
Các hệ thống an toàn của nhà máy điện hạt nhân được thiết kế theo những
nguyên tắc nhất định nhằm giảm bớt việc hỏng hóc của thiết bị máy móc vì những
nguyên nhân chung. Do có những nguyên tắc thiết kế như vậy nên chức năng bảo
đảm an toàn và hạn chế hậu quả sự cố hạt nhân của các hệ thống thiết bị máy móc
luôn được bảo đảm trong quá trình vận hành nhà máy. Nhà máy điện hạt nhân sẽ
thực sự an toàn vì nó được thiết kế xây dựng với nhiều lớp ngăn ngừa phóng xạ.
Đó là các lớp vỏ bảo vệ:
-
Vỏ bảo vệ viên nhiên liệu
-
Vỏ bảo vệ bó nhiên liệu
-
Vỏ bảo vệ vòng sơ cấp
-
Lớp vỏ bảo vệ thùng lò và được tính toán thiết kế với những sự cố giả thiết với
xác suất 10 8 /1 lò/ 1 năm
-
Tòa nhà lò để ngăn chặn chất phóng xạ thoát ra ngoài khi có sự cố.
Việc xác định chính xác đặc trưng an toàn nội tại của lò phản ứng là rất cần thiết,
nó không chỉ đánh giá mức độ an toàn của lò phản ứng mà còn cung cấp số liệu tin
cậy để tính toán chính xác các giới hạn vận hành an toàn lò phản ứng.
Lò phản ứng của nhà máy điện hạt nhân có các giá trị trong phạm vi sự cố của
các thông số là do hậu quả của những sự kiện vận hành không đúng, do sự hoạt
động không chính xác hay hỏng hóc của các thiết bị. ở các giá trị này của các thông
số, hệ thống an toàn nhà máy sẽ báo hiệu bằng chuông reo và ¸nh s¸ng ®Ĩ ngêi
19
điều khiển dễ dàng nhận ra và kịp thời xử lý các sự kiện. Thông thường, các tín hiệu
sự cố xảy ra đồng thời với việc thực hiện tắt lò tự động của hệ thống các thanh điều
khiển và hệ thèng tù dËp lß khÈn cÊp.
HƯ thèng tù dËp lß khẩn cấp có chức năng độc lập với hệ thống điều khiển lò
phản ứng. Chức năng của hệ thống dập lò khẩn cấp là đưa vào vùng hoạt gần như tức
thời những chất hấp thụ nơtron rất mạnh trong những trường hợp cần thiết.
Do việc đưa chất hấp thụ nơtron rất mạnh (độ phản ứng âm lớn) vào vùng hoạt,
lò phản ứng bị dập tắt ngay. Mạch điện và mạch logic của hệ thống tự động dập lò
sự cố được tách rời với các mạch điện và logic của các hệ thống thiết bị máy móc
vận hành nhà máy trong điều kiện bình thường. Vì vậy các yêu cầu điều khiển thông
thường và dập lò khẩn cấp không có khả năng ảnh hưởng lẫn nhau.
Một trong các sự kiện rất ít khi xảy ra nhưng cần được nêu lên là việc hư hỏng hệ
thống tự động dập lò khẩn cấp. Hậu quả của sự kiện này có thể làm tăng độ phản
ứng, dư thừa nhiệt độ nhiên liệu hoặc có thể là những nguyên nhân của các hư hỏng
khác đối với nhà máy. Tuỳ theo từng loại lò phản ứng, ngêi ta cã thĨ sư dơng dung
dÞch chøa chÊt hÊp thụ mạnh nơtron như axit boric, các bó thanh nhiên liệu với độ
giàu cao đà cháy, nhưng thông dụng nhất vẫn là các thanh hấp thụ neutron mạnh, để
tạo thành hệ thống tự động dập lò khẩn cấp. Nếu chỉ sử dụng các thanh hấp thụ
neutron thì không ít hơn hai nhóm như vậy được thiết kế độc lập về mặt logic để bảo
đảm tốt chức năng dập lò khẩn cấp khi sự cố xảy ra.
Mặc dù nhà máy điện hạt nhân được thiết kế, chế tạo và xây dựng với chất lượng
cao, độ tin cậy lớn nhưng một loạt các sự kiện xuất phát từ những nguyên nhân bên
trong hay bên ngoài nhà máy đều có thể xảy ra và dẫn đến các sự cố hạt nhân như
nóng chảy các thanh nhiên liệu, phá huỷ vùng hoạt, và thải chất phóng xạ ra môi
trường. Vì vậy, đối với nhà máy điện hạt nhân cần phải có và luôn luôn chú trọng
đến các biện pháp để hạn chế hậu quả của sự cố hạt nhân.
1.4. Nguyên tắc thiết kế nhà máy điện hạt nhân
Nguyên tắc quan trọng trước hết là không để xảy ra tai nạn. Để làm được điều
này, điều chủ yếu là phòng chống tới mức tối đa những rủi ro có khả năng gây ra tai
nạn như hỏng hóc hoặc hư hại thiết bị, máy móc.
20
Thiết kế đầy đủ, chính xác, thực hiện công tác quản lý chất lượng nghiêm ngặt và
kiểm tra theo dõi thường xuyên để đề phòng những phát sinh bất thường và sai sót,
hỏng hóc. Trong nhà máy điện hạt nhân khi vận hành bình thường thì hầu như
không cần những thao tác trực tiếp của nhân viên, tình trạng các bộ phận của lò
phản ứng được tổng hợp và hiển thị ở phòng điều khiển trung tâm để các nhân viên
vận hành có thể thường xuyên đánh giá tình trạng hoạt động của lò một cách chính
xác. Hơn nữa để tránh những thao tác sai hoặc nhầm lẫn gây ảnh hưởng lớn đến an
toàn, lò phản ứng được thiết kế với hệ thống an toàn hai lần, hệ thống khoá liên
động (Interlock System).
Hệ thống an toàn hai lần là hệ thống được thiết kế dựa trên nguyên tắc nếu một
bộ phận của hệ thống gặp hỏng hóc thì lập tức chuyển sang trạng thái an toàn.
Hệ thống khoá liên động là hệ thống được thiết kế để phòng chống trục trặc, sự
cố phát sinh do thao tác nhầm lẫn, ví dụ như nhân viên vận hành nhầm lẫn định rút
thanh điều khiển ra thì cũng không thể rút được.
Điều quan trọng tiếp theo là nếu phát sinh trục trặc bất thường thì cũng không để
sự cố lan rộng. Người ta ¸p dơng nh÷ng c¸ch sau:
- Ph¸t hiƯn sím nh÷ng bÊt thường: Có thể phát hiện và kiểm tra được những bất
thường như trường hợp phát sinh rò rỉ từ hệ thống ống dẫn ngay khi mới phát sinh
và ở mức độ nhỏ, người ta lắp đặt các thiết bị kiểm tra giám sát tự động và khi cần
thiết sẽ áp dụng những biện pháp thích hợp như ngừng lò phản ứng.
- Có thể ngừng lò khẩn cấp: Khi phát hiện thấy có bất thường như áp lực trong lò
phản ứng đột ngột tăng cao cần áp dụng biện pháp khẩn cấp, người ta lắp đặt các
thiết bị phát hiện và thiết bị ngừng lò khẩn cấp để có thể cùng một lúc cho các thanh
điều khiển vào lò phản ứng và ngừng tự động lò phản ứng. Các thiết bị quan trọng
đó có đầy đủ độ tin cậy, nhiều tầng và độc lập. Công phu tới mức lắp đặt cả thiết bị
mà trong trường hợp hy hữu thanh điều khiển không hoạt động thì ngay lập tức một
lượng lớn dung dịch axit boric có khả năng hấp thụ nơtron sẽ được bơm vào để
ngừng lò phản ứng.
-Phòng chống rò rỉ chÊt phãng x¹: Do cã nhiỊu chÊt phãng x¹ nguy hiểm ở trong
lò nên lò phản ứng hạt nhân được thiết kế rất công phu nhằm đảm bảo các chất nguy
21
hiểm đó sẽ bị giữ bên trong thiết bị, bên trong toà nhà lò và không thoát ra được bên
ngoài nếu xảy ra tai nạn.
Để đề phòng khả năng tai nạn như nước tải nhiệt sơ cấp bị tổn thất, mất mát thì
người ta lắp đặt hệ thống thiết bị làm lạnh tâm lò phản ứng khẩn cấp (ECCS
Emergency Core Cooling System) và thùng chứa lò phản ứng. (Reactor Containment
Vessel). Khi sù cè x¶y ra, cïng víi viƯc x¶ nước làm nguội lò phản ứng thì hệ thống
phun hơi của thùng chứa lò sẽ làm lạnh và hóa lỏng hơi nước thoát ra thùng chứa lò,
làm giảm áp lực trong thùng chứa lò và giảm thiểu nhanh chóng chất phóng xạ ở
dạng khí.
Lượng khí còn lại sẽ nhờ hệ thống lọc khẩn cấp làm giảm chất phóng xạ. Dù
trong trường hợp nào thì về cơ bản, các chất phóng xạ cũng được nhốt chặt bên
trong thùng lò phản ứng, không cho thoát ra bên ngoài.
1.5. Kết luận
Mặc dù nhà máy điện hạt nhân được thiết kế, chế tạo và xây dựng với chất lượng
cao, độ tin cậy lớn nhưng một loạt các sự kiện xuất phát từ những nguyên nhân bên
trong hay bên ngoài nhà máy đều có thể xảy ra và dẫn đến các sự cố hạt nhân như
nóng chảy các thanh nhiên liệu, phá huỷ vùng hoạt, và thải chất phóng xạ ra môi
trường. Vì vậy, đối với nhà máy điện hạt nhân cần phải có và luôn luôn chú trọng
đến các biện pháp an toàn để hạn chế hậu quả của sự cố hạt nhân. Và trong quá trình
sản xuất điện hạt nhân phải có quá trình xử lý chất thải theo đúng tiêu chuẩn như
thuỷ tinh hoá, hoá rắn bằng xi măng... để cất giữ lâu dài.
22
Chương 2
Nghiên cứu Các vấn đề an toàn
trong nhà máy điện hạt nhân
2.1. Nhận dạng các nguy cơ phóng xạ tiềm ẩn trong NMĐHN
2.1.1. Nhiệm vụ cơ bản đảm bảo an toàn hạt nhân
Khi vận hành nhà máy điện hạt nhân ở mọi điều kiện, mọi lúc phải thực hiện tốt ba
việc sau:
ã Kiểm soát được phản ứng dây chuyền (kiểm soát được độ phản ứng)
ã Chuyển tải được toàn bộ nhiệt năng sinh ra trong nhiên liệu hạt nhân
ã Bao bọc, giam giữ các sản phẩm phóng xạ, hạn chế tối đa không để thoát ra
môi trường ngoài ảnh hưởng đến môi trường, con người.
2.1.2. Nhận diện các nguồn phóng xạ trong nhà máy điện hạt nhân
Lượng các chất phóng xạ trong nhà máy điện hạt nhân là rất lớn (hàng tỉ Curi)
và rất đa dạng về chủng loại. Phần lớn (khoảng 99%) hoạt độ là hoạt độ của các chất
phóng xạ nằm ngay trong phần nhiên liệu, phần còn lại là hoạt độ của các chất tải
nhiệt, chất làm chậm, vật liệu cấu trúc bị kích hoạt và hoạt độ của các sản phẩm ăn
mòn bị kích hoạt. Các nhân tố phóng xạ sinh ra trong vận hành lò phản ứng hạt nhân
có thể chia thành 3 nhóm như sau:
ã Các sản phẩm phân hạch hạt nhân
ã Các hạt nhân siêu urani và các actinide tạo ra trong quá trình tương tác của
hạt nhân U 238
ã Các sản phẩm bị kích hoạt.
2.1.3. Các nguy cơ từ hệ thống công nghệ
2.1.3.1. Nguy cơ dẫn đến sự cố độ phản ứng
a. Diễn biến:
Khi lò phản ứng ở trạng thái tới hạn, việc đưa độ phản ứng dương không kiểm
soát được dưới bất kỳ hình thức nào sẽ dẫn đến việc tăng công suất lò phản ứng.
23
Trong trường hợp hệ thống dập lò bảo vệ sự cố không làm việc, hoặc đáp ứng không
kịp, khó có thể tránh khỏi một sự cố có tên gọi chung là sự cố độ phản ứng. Việc
này có thể dẫn đến sự cố nóng chảy vùng hoạt, nổ hơi, nổ Hydro, phát tán sản phẩm
phân hạch và hơi nước nhiễm xạ trong toà nhà lò.
Tuy nhiên ở đây cũng cần phân biệt nổ hơi, nổ Hydro trong lò phản ứng hạt
nhân hoàn toàn khác so với nổ hạt nhân của bom nguyên tử. Nổ hơi do áp suất cao,
nổ Hydro do việc nước bị thuỷ phân tạo ra Hydro, là khí dễ cháy nổ theo đặc điểm
tự nhiên. Trong lò phản ứng hạt nhân độ giàu U 235 không cao (dưới 5%) và cấu trúc
lò không có cơ chế tập trung nhanh khối lượng tới hạn như bom nguyên tử (độ giàu
hơn 96% và có thuốc nổ tạo sự tập trung vật liệu hạt nhân giàu cao trong thời gian
ngắn), dẫn đến không thể có vụ nổ hạt nhân trong lò phản ứng.
Mặc dù vậy việc vùng hoạt hư hỏng hay nhiên liệu nóng chảy, nổ cơ và nổ hoá
học trong lò có thể làm chất phóng xạ thoát ra ngoài. Để có biện pháp loại trừ khả
năng đó, ta hÃy xem xét nguyên nhân của sự cố độ dư phản ứng.
b. Nguyên nhân:
Sự cố độ phản ứng khá đa dạng, có bản chất rất khác nhau, phụ thuộc vào công
nghệ từng lò phản ứng. Có thể liệt kê một số nguyên nhân cơ bản của sự cố độ phản
ứng liên quan đến các NMĐHN sử dụng lò nước nhẹ như sau:
Đối với công nghệ lò nước áp lực PWR:
ã Bứt, phóng ra ngoài một hoặc nhiều thanh điều khiển (do áp suất trong lò
cao) làm mất nhanh một lượng chất hấp thụ neutron trong vùng hoạt.
ã Nâng, kéo thanh điều khiển một cách không kiểm soát được làm mất một
lượng chất hấp thụ neutron trong vùng hoạt.
ã Hòa tan quá nhanh, không kiểm soát được nồng độ Bo (B 10 ) trong nước
vòng 1 làm mất một lượng chất hấp thụ neutron trong vùng hoạt.
Đối với công nghệ lò nước sôi BWR, còn có những nguyên nhân khác như:
ã Tăng không kiểm soát được lưu lượng nước tuần hoàn qua vùng hoạt làm
tăng đột ngột lưu lượng nước qua vùng hoạt, và làm giảm nhiệt độ chất làm
chậm, làm cho một độ phản ứng dương được đưa vào vùng ho¹t.
24
