Nghiên cứu, đánh giá số hạng nguồn phóng xạ phát thải, phân bố hoạt độ, liều lượng bức xạ và phương án ứng phó sự cố đối với các kịch bản tai nạn hạt nhân cấp độ 6 và 7 theo thang sự cố hạt nhân

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO
TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI
---------------------------------------

Nguyễn Thế Phùng

Nghiên cứu, đánh giá số hạng nguồn phóng xạ phát thải,
phân bố hoạt độ, liều lượng bức xạ và phương án ứng phó sự cố
đối với các kịch bản tai nạn hạt nhân cấp độ 6 và 7 theo thang
sự cố hạt nhân INES tại nhà máy điện hạt nhân Ninh Thuận 1

LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC
KỸ THUẬT HẠT NHÂN

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:

Nguyễn Tuấn Khải

Hà Nội – Năm 2017


MỤC LỤC
LỜI CAM ĐOAN ......................................................................................................................... 2
LỜI CẢM ƠN............................................................................................................................... 3
DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU, CHỮ VIẾT TẮT......................................................................... 4
DANH MỤC BẢNG BIỂU .......................................................................................................... 5
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ....................................................................................... 7
MỞ ĐẦU ...................................................................................................................................... 9
CHƯƠNG I: TỔNG QUAN ........................................................................................................11
1.1. Sự tạo thành chất phóng xạ trong hoạt động của NMĐHN ............................................ 11
1.2. Số liệu đánh giá phát thải khi NMĐHN hoạt động bình thường. ................................... 15

1.3. Phát tán phóng xạ trong mơi trường khí. ........................................................................ 17
1.5 Phần mềm tính tốn phát tán phóng xạ khi xảy ra sự cố RASCAL 4 ............................. 22
1.6. Thang phân chia sự cố hạt nhân INES. ........................................................................... 30
CHƯƠNG II: ĐÁNH GIÁ SỐ HẠNG NGUỒN PHÓNG XẠ PHÁT TÁN TRONG KHÍ
QUYỂN KHI XẢY RA TAI NẠN NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN .................................... 34
2.1 Các cơ chế vận chuyển hạt nhân phóng xạ trong điều kiện tai nạn. ................................ 34
2.3. Đánh giá hoạt độ phóng xạ phát thải trong tai nạn NMĐHN cấp độ 6 &7. ................... 40
CHƯƠNG III: ĐIỀU KIỆN KHÍ HẬU, THỜI TIẾT- CÁC KỊCH BẢN TAI NẠN NHÀ MÁY
ĐIỆN HẠT NHÂN ................................................................................................................ 51
3.1. Điều kiện địa lý, khí hậu, thời tiết xung quanh khu vực NMĐHN. ................................ 51
3.2. Xây dựng tệp số liệu hạt nhân phát thải ra môi trường................................................... 56
3.3. Xây dựng cơ sở số liệu khí tượng đầu vào cho phần mềm RASCAL 4 ......................... 62
CHƯƠNG IV: PHÂN BỐ LIỀU BỨC XẠ VÀ KẾ HOẠCH ỨNG PHÓ SỰ CỐ .................... 64
4.2. Phân bố liều lượng phóng xạ với kịch bản tai NMĐHN cấp 6 ....................................... 70
4.3. Phân bố liều lượng phóng xạ với kịch bản tai NMĐHN cấp 7 ....................................... 75
4.4. Phân bố hoạt độ phóng xạ của hai nhân phóng xạ 137Cs và 131I ..................................... 79
4.5. Khoanh vùng bản bồ phân bố liều bức xạ....................................................................... 85
4.6. Kế hoạch ứng phó sự cố.................................................................................................. 95
KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ .................................................................................................. 100
DANH MỤC TÀI LIỆU THAM KHẢO.................................................................................. 101
DANH MỤC PHỤ LỤC .......................................................................................................... 103

1


LỜI CAM ĐOAN
Tôi xin cam đoan: Luận văn “ Nghiên cứu, đánh giá số hạng nguồn phóng xạ phát
thải, phân bố hoạt độ, liều lượng bức xạ và phương án ứng phó sự cố đối với các kịch bản
tai nạn hạt nhân cấp độ 6 và 7 theo thang sự cố hạt nhân INES tại nhà máy điện hạt nhân
Ninh Thuận 1” là cơng trình nghiên cứu của riêng tơi.

Các số liệu trong luận văn được sử dụng trung thực và chưa từng được cơng bố
trong bất kỳ cơng trình nào khác .

Hà nội, ngày 30 tháng 11 năm 2017
Học viên

Nguyễn Thế Phùng

2


LỜI CẢM ƠN
Tôi xin chân thành cảm ơn các giảng viên trường Đại học Bách Khoa Hà nội đã
truyền đạt cho tôi kiến thức trong thời gian học ở trường. Đồng thời tôi xin chân thành
cảm ơn Viện Kỹ thuật Hạt nhân và Vật lý Môi trường đã tạo điều kiện cho tơi trong q
trình làm luận văn.
Tơi xin chân thành cảm ơn PGS-TS. Nguyễn Tuấn Khải đã tận tình hướng dẫn tơi
hồn thành tốt luận văn này.
Tơi xin chân thành cảm ơn các đồng nghiệp trong nhóm đề tài KC của Viện Khoa
học và Kỹ thuật Hạt nhân đã nhiệt tình giúp đỡ để tơi có thể hồn thành luận văn này.

3


DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU, CHỮ VIẾT TẮT
Ký hiệu

Tiếng Anh

Tiếng Việt

AD

Absorption Dose

Liều hấp thụ

BWR

Boiler water reator

Lị phản ứng nước sơi

CRFi

Core Release Fraction

Dc

Inhalation committed effective dose
quivalent
Cloud Dose

Lượng đồng vị i thoát ra khỏi lò/
tổng lượng đồng vị i trong lò.
Đương lượng liều hiệu dụng tổng
cộng
Liều gây bởi đám mây phóng xạ

Df

Food pathway Dose

Liều qua con đường ăn uống

Dg

Ground Dose

Liều mặt đất

Di

Inhalation Dose

Liều do hít thở

DT

Total Dose

Tổng liều bức xạ

EFi

Escape Fraction

Phần phóng xạ được phát thải.

FPIi

Fission Product Inventory

CEDE

LOCA

Loss of Control Accident

Tổng lượng chất phóng xạ thứ i trong
lị hoặc trong nước làm mát.
Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc
tế
Thang phân loại sự cố, tan nạn hạt
nhân quốc tế
Sự cố mất nước tải nhiệt

MWe

MWe

Công suất điện

MWt

MWt

Công suất nhiệt

IAEA

INES

Internatonal Atomic Energy Agency
International Nucler Events Scale

NLNT

Năng lượng nguyên tử

NMĐHN

Nhà máy Điện Hạt nhân

PAZ

Precautionary Action Zone

Vùng bảo vệ khẩn cấp

PWR

Pressurized Water Reactor

Lò phản ứng nước áp lực

RCS

Reactor coolant System

Hệ thống tải nhiệt lò phản ứng

RDF(i,j)

Reduction Fraction

Hệ số làm giảm của đồng vị i.

TCDE

Thyroid Committed Dose Equitment

Dương lượng liều nhiễm

Three Mile Island-2

Nhà máy điện hạt nhân Three Mile
Island-2
Vùng lập kế hoạch bảo vệ khẩn cấp

TMI-2
UPZ

Urgent Protective action Planning
Zone

4


DANH MỤC BẢNG BIỂU
Trang

Bảng 1.1. Các đồng vị phóng xạ phát ra chủ yếu từ NMĐHN [5]

13

Bảng 1. 1: Phóng xạ phát tán từ NMĐHN (VVER1200) vào khơng khí (Ci/năm)

15

Bảng 1.3: Sự tương đương về tác dụng bức xạ chuẩn theo đồng vị 131I đối với phát

16

tán các chất phóng xạ ra khí quyển [5]
Bảng 1.3: Sự phát thải 131I từ các lị phản ứng vào khơng khí

16

Bảng 2.1: Tổng hoạt độ các hạt nhân phóng xạ đóng vai trị quan trọng trong hiệu

36

ứng sớm đối với sức khỏe [9,10]:
Bảng 2.2: Nhiệt độ trung bình nhiên liệu, vỏ bọc và chất làm chậm trong lò phản ứng

38

nước nhẹ đang vận hành
Bảng 2.3: Đánh giá tỉ phần phát thải từ vùng hoạt trong hai điều kiện phát tán qua

39

khe khí và nóng chảy vùng hoạt(trong 1 giờ) [8]
Bảng 2.4: Nồng độ phóng xạ tiêu chuẩn trong chất tải nhiệt lị phản ứng PWR tại các

40

mức độ tai nạn vùng hoạt
Bảng 2.5: Các sản phẩm phân hạch chính được phát hiện trong hai tai nạn Chernobyl

41

và Fukushima [5]
Bảng 2.6: Phát thải phóng xạ do một số sự cố đối với VVER-1000 [10]

42

Bảng 2.7: Tổng hoạt độ phát thải từ các đồng vị có trong vùng hoạt

44

Bảng 2.8: Tổng hoạt độ các sản phẩm phân hạch đi vào khơng gian lị với tai nạn

45

NMĐHN cấp 6 theo thang đo INES
Bảng 2.9: Tổng hoạt độ các sản phẩm phân hạch đi vào không gian lò với tai nạn

46

NMĐHN cấp 7 theo thang đo INES

Bảng 2.10: Tổng hoạt độ các sản phẩm phân hạch còn lại trong khơng gian lị với tai

47

nạn NMĐHN cấp 6 theo thang đo INES
Bảng 2.11: Tổng hoạt độ các sản phẩm phân hạch cịn lại trong khơng gian lị với tai

47

nạn NMĐHN cấp 7 theo thang đo INES
Bảng 2.12: Tổng hoạt độ các sản phẩm phân hạch phát thải thực tế từ nhà lị ra mơi

48

trường với tai nạn NMĐHN cấp 6 theo thang đo INES
Bảng 2.13: Tổng hoạt độ các sản phẩm phân hạch phát thải thực tế từ nhà lị ra mơi

48

trường với tai nạn NMĐHN cấp 7 theo thang đo INES
Bảng 2.14: Sự tương đương về tác dụng bức xạ chuẩn theo 131I đối với phát thải các

49

chất phóng xạ ra khí quyển [13]
5


Bảng 2.15: Tổng hoạt độ tương đương đối với kịch bản tai nạn cấp 6

50

Bảng 2.16: Tổng hoạt độ tương đương đối với kịch bản tai nạn cấp 7

50

Bảng 3.1. Tần suất phân bố gió theo tốc độ

54

Bảng 3.2. Các cấp ổn định của khí quyển theo thang Pasquill - Gifford

57

Bảng 3.3: Một số tham số kỹ thuật quan trọng của lò phản ứng VVER-1200

58

Bảng 3.4: Các mốc thời gian chính trong kịch bản tai nạn cấp 6 và cấp 7

61

Bảng 3.5: Số liệu quan trắc khí tượng vào các ngày 17-19 tháng 1 năm 2013(mùa khô) 63
Bảng 3.6: Số liệu quan trắc khí tượng vào các ngày 26-28 tháng 9 năm 2013 (mùa mưa)64
Bảng 4.1. Kết quả tính số hạng nguồn với RASCAL 4 trong tai nạn cấp 6

65

Bảng 4.2. Phần đóng góp vào tổng hoạt độ của 1 số đồng vị phóng xạ

67

Bảng 4.3. Kết quả tính số hạng nguồn với code RASCAL4 trong tai nạn cấp 7

69

Bảng 4.4. Diện tích vùng bị ảnh hưởng có tương đương liều nhiễm hiệu dụng lớn hơn 89
5 mSv
Bảng 4.5. Diện tích vùng bị ảnh hưởng có tương đương liều tuỷ sống lớn hơn 0.2 Sv

91

Bảng 4.6. Diện tích vùng bị ảnh hưởng có tương đương liều nhiễm tuyến giáp lớn

93

hơn 2 Sv
Bảng 4.7. Diện tích vùng bị ảnh hưởng có tương đương liều nhiễm hiệu dụng lớn hơn 94
5 mSv
Bảng 4.8. Các vùng ứng phó sự cố và kích thước được đề xuất

98

6


DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ

Trang

Hình 1.1: Giản đồ hoạt động của lị phản ứng nước áp lựcPWR

11

Hình 1.2. Các q trình khí quyển ảnh hưởng phát tán trong khơng khí

18

Hình 1.3. Khuếch tán luồng khí đơn lẻ Gauss

19

Hình 1.4. Sự khác biệt giữa mơ hình chùm Gauss và luồng khí Gauss

20

Hình 1.5. Mơ hình phát tán Lagrangian

21

Hình 1.6. Giao diện chính của phần mềm RASCAL 4

23

Hình 1.7. Giao diện chính của số hạng nguồn gây ra liều lượng.

26

Hình 1.8. Các dạng sự kiện.

27

Hình 1.9. Thơng tin kỹ thuật về nhà máy điện hạt nhân.

27

Hình 1.10. Các loại số hạng nguồn.

28

Hình 1.11. Các con đường phát xạ

28

Hình 1.12. Điều kiện khí tượng.

29

Hình 1.13: Hiển thị chi tiết các kết quả tính tốn

29

Hình 1.14. Mơ hình thang đo sự cố hạt nhân INES

31

Hình 2.1: Mơ hình minh họa phát tán phóng xạ từ vùng hoạt, ra nhà lị và đến mơi trường

35

Hình 3.1. Hoa gió tại trạm Phan Rang từ 2008-2011

54

Hình 3.2. Tần suất phân bố gió theo tốc độ

55

Hình 3. 3. Gió và hướng gió năm 2009-2013

55

Hình 3. 4. Hình ảnh vệ tinh đặc trưng cho hướng gió năm 2009-2013

56

Hình 3.5. Mơ hình xây dựng kịch bản tai nạn NMĐHN

59

Hình 3.6. Diễn biến chính của kịch bản tai nạn NMĐHN cấp 6

61

Hình 3.7. Diễn biến chính của kịch bản tai nạn NMĐHN cấp 7

62

Hình 4.1. Phần đóng góp vào tổng hoạt độ của 1 số đồng vị phóng xạ

68

Hình 4.2. Sự phân bố hoạt độ phóng xạ của 137Cs, 131I và 133Xe theo thời gian

68

Hình 4.3. Phần đóng góp vào tổng hoạt độ của 1 số đồng vị phóng xạ

71

Hình 4.4. Sự thay đổi của TEDE theo thời gian (mùa khơ)

72

Hình 4.5. Sự thay đổi của TEDE ở các thời điểm khác nhau theo khoảng cách (mùa khơ)

72

Hình 4.6. Sự thay đổi của TCDE ở các khoảng cách khác nhau theo thời gian (mùa khơ)

73

Hình 4.7. Sự thay đổi của TCDE ở các thời điểm khác nhau theo khoảng cách (mùa khơ)

73

Hình 4.8. Sự thay đổi của TEDE ở các khoảng cách khác nhau theo thời gian (mùa mưa)

74

Hình 4.9. Sự thay đổi của TEDE ở các thời điểm khác nhau theo khoảng cách (mùa mưa)

74

7


Hình 4.10. Sự thay đổi của TCDE ở các khoảng cách khác nhau theo thời gian (mùa mưa)

75

Hình 4.11. Sự thay đổi của TCDE ở các thời điểm khác nhau theo khoảng cách (mùa mưa)

75

Hình 4.12. Sự thay đổi của TEDE ở các khoảng cách khác nhau theo thời gian

(mùa khơ)

76

Hình 4.13. Sự thay đổi của TEDE ở các thời điểm khác nhau theo khoảng cách (mùa khơ)

77

Hình 4.14. Sự thay đổi của TCDE ở các khoảng cách khác nhau theo thời gian (mùa khơ)

77

Hình 4.15. Sự thay đổi của TCDE ở các thời điểm khác nhau theo khoảng cách (mùa khơ)

78

Hình 4.16. Sự thay đổi của TEDE ở các khoảng cách khác nhau theo thời gian

78

(mùa mưa)

Hình 4.17. Sự thay đổi của TEDE ở các thời điểm khác nhau theo khoảng cách (mùa mưa)

79

Hình 4.18. Sự thay đổi của TCDE ở các khoảng cách khác nhau theo thời gian (mùa mưa)

79

Hình 4.19. Sự thay đổi của TCDE ở các thời điểm khác nhau theo khoảng cách (mùa mưa)

80

Hình 4.20. Phân bố hoạt độ nhân phóng xạ 137Cs trên mặt đất 40 giờ sau khi
bắt đầu phát thải phóng xạ vào khơng khí (kBq/m2)
Hình 4.21. Phân bố hoạt độ nhân phóng xạ 131I trên mặt đất 40 giờ sau khi
bắt đầu phát thải phóng xạ vào khơng khí (kBq/m2)
Hình 4.22. Phân bố hoạt độ nhân phóng xạ 137Cs trên mặt đất 40 giờ sau khi bắt đầu phát thải
phóng xạ vào khơng khí (kBq/m2)
Hình 4.23. Phân bố hoạt độ nhân phóng xạ 131I trên mặt đất 40 giờ sau khi bắt đầu phát thải
phóng xạ vào khơng khí (kBq/m2)

82

84

85

86

Hình 4.14. Phân bố tổng liều nhiễm hiệu dụng (TEDE), Sv

88

Hình 4.25. Phân bố tương đương liều tuỷ sống, Sv

90

Hình 4.26. Phân bố tương đương liều nhiễm tuyến giáp, Sv

92

Hình 4.27. Phân bố tổng liều nhiễm hiệu dụng (TEDE), Sv

94

Hình 4.28. Phân bố tương đương liều tuỷ sống, Sv

95

Hình 4.29. Phân bố tương đương liều nhiễm tuyến giáp, Sv

96

8


MỞ ĐẦU
Công nghệ điện hạt nhân (ĐHN) đã được nghiên cứu, khai thác và sử dụng trong
suốt hơn nửa thế kỷ qua, kể từ ngày 27 tháng 6 năm 1954, khi Liên Xô (cũ) đã đưa vào
vận hành thương mại thành cơng lị phản ứng hạt nhân năng lượng đầu tiên tại thành phố
Obninsk. Sau hơn 50 năm phát triển, ĐHN đã chứng minh được tính khả thi về mặt kỹ
thuật, tính cạnh tranh về mặt kinh tế và khả năng góp phần giảm thiểu phát thải khí nhà
kính vào mơi trường. Chính vì vậy, ĐHN đã khẳng định được vai trị, vị trí của mình trong
cán cân cung cấp điện năng tồn cầu.
Hiện nay trên thế giới có khoảng 449 lò phản ứng năng lượng đang hoạt động tại
32 quốc gia và vùng lãnh thổ, cung cấp hơn 15% tổng nhu cầu điện năng của thế giới [1].
Đối với một số quốc gia ĐHN đã trở thành cứu cánh và là một trong những nguồn năng
lượng chủ yếu, đảm bảo cung cấp ổn định với giá rẻ, thúc đẩy mạnh mẽ khoa học công
nghệ ở các quốc gia này. Tuy nhiên, qua sự cố Three Mile Island ở Mỹ năm 1979, tai nạn
Chernobyl ở Liên xô cũ năm 1986 và đặc biệt là thảm họa Fukushima ở Nhật Bản ngày
11/03/2011 vừa qua đã chứng tỏ rằng ĐHN chỉ hiệu quả khi nó được đảm bảo an tồn.
Khi xảy ra sự cố hoặc tai nạn tại NMĐHN các biện pháp bảo vệ dân chúng và hành
động nhằm giảm thiểu hậu quả đối với con người và môi trường cần phải được thực hiện.
Điều này yêu cầu xây dựng phương pháp liên hệ giữa các điều kiện có thể xảy ra tai nạn
và khoảng cách an toàn được quy định bởi các hướng dẫn của cơ quan bảo vệ môi trường
Hoa Kỳ (USEPA) đối với các hiệu ứng liên quan đến sức khỏe con người hoặc các mức
liều nguy hiểm.
Năm 2014, Việt nam dự kiến bắt đầu khởi công nhà máy điện đầu tiên tại Ninh
Thuận với 2 tổ máy công suất 2400MWe và năm 2020 dự kiến đưa vào hoạt động. Tuy
nhiên do vấn đề nguồn lực cũng như vấn đề nhân lực chưa đáp ứng được về luật và về
vận hành nhà máy điện hạt nhân nên dự án điện hạt nhân bị lùi lại về mặt thời gian, mặc

dù đã hoãn xây dựng nhà máy điện hạt nhân đầu tiên tại Ninh Thuận nhưng theo xu thế,
điện hạt nhân vẫn là một nguồn năng lượng được quan tâm. Do đó, việc chuẩn bị hệ thống
kiến thức, tư liệu về nhà máy điện hạt nhân vẫn là một công việc cần thiết và chúng ta
cần có sự chuẩn bị kĩ lưỡng về mặt đào tạo nhân lực cũng như những kế hoạch dài hơi
khác.

9


Đánh giá phát tán phóng xạ trong mơi trường khí là một vấn đề không mới và đã
được nhiều tổ chức quốc tế, nhiều nước xây dựng và phát triển. Nhưng ở Việt Nam, chúng
ta chưa tập trung nghiên cứu vào những vấn đề này, đặc biệt là phát tán phóng xạ trong
điều kiện tai nạn Nhà máy điện hạt nhân.
Luận văn lựa chọn đề tài:“ Nghiên cứu, đánh giá số hạng nguồn phóng xạ phát thải,
phân bố hoạt độ, liều lượng bức xạ và phương án ứng phó sự cố đối với các kịch bản tai
nạn hạt nhân cấp độ 6 và 7 theo thang sự cố hạt nhân INES tại nhà máy điện hạt nhân
Ninh Thuận 1” để bước đầu tìm hiểu về thang phân chia sự cố hạt nhân INES, tai nạn nhà
máy điện hạt nhân ở các mức độ, quá trình vận chuyển và phát tán với các nhân phóng xạ
trong khơng khí. Phần mềm tính toán phát tán RASCAL 4 được sử dụng trong luận văn
để có thể dự báo và đánh giá các ảnh hưởng của phóng xạ trong khơng khí trong trường
hợp tai nạn NMĐHN cấp 6,7, từ đó có đưa ra các kế hoạch ứng phó sự cố và tạo tiền đề
cho những nghiên cứu sâu hơn, có tính thực tiễn cao hơn phục vụ cơng việc đánh giá tác
động của phóng xạ vào môi trường và phần nào hỗ trợ công tác quản lý trong lĩnh vực
năng lượng nguyên tử.
Đề tài được chia làm 4 chương với nội dung cụ thể như sau:
+) Chương 1: Tổng quan về sự tạo thành phóng xạ trong NMĐHN, q trình phát tán
phóng xạ, thang đo sự cố hạt nhân INES và phần mềm RASCAL 4.
+) Chương 2: Đánh giá số hạng nguồn phóng xạ phát tán trong khí quyển khi xảy ra sự
cố tai nạn NMĐHN cấp 6, 7.
+) Chương 3: Thực nghiệm- Thông số đầu vào cho phần mềm RASCAL 4, xây dựng

kịch bản và chạy phần mềm RASCAL 4 với các kịch bản tương ứng.
+) Chương 4: Phân bố liều bức xạ và kế hoạch ứng phó sự cố trong các trường hợp cụ
thể.

10


CHƯƠNG I: TỔNG QUAN
1.1. Sự tạo thành chất phóng xạ trong hoạt động của NMĐHN
1.1.1 Phản ứng phân hạch và phân rã phóng xạ
Như chúng ta đã biết, lị phản ứng hạt nhân hoạt động dựa trên nguyên lý phản
ứng phân hạch dây chuyền. Khi một neutron bắn phá hạt nhân nặng như Uranium,
Thorium và Plutonium sẽ bị vỡ làm hai mảnh, phát xạ tức thời một vài neutron, bức xạ
gamma và giải phóng một năng lượng lớn ~ 200 MeV, các nơtron tự do này lại tiếp tục
bắn phá các hạt nhân khác để tạo ra phản ứng hạt nhân dây chuyền.
Chất phóng xạ tạo thành trong q trình hoạt động bình thường của NMĐHN có
nguồn gốc chủ yếu từ ba q trình:
+) Các đồng vị có trong thanh nhiên liệu hạt nhân 233U, 235U, 238U, 239Pu, 232Th
+) Các sản phẩm của phản ứng phân hạch hạt nhân 235U,
+) Các sản phẩm của phản ứng kích hoạt gây bởi neutron trong lò phản ứng trên các
vật liệu cấu trúc lò, ống dẫn trong hệ tải nhiệt sơ cấp, nước và các tạp chất.
Khoảng 300 hạt nhân khác nhau được hình thành trong hoạt động của lị phản ứng,
mà phần lớn trong số đó là các đồng vị phóng xạ. Các sản phẩm phân hạch dạng khí cần
đặc biệt xem xét khi phát tán ra môi trường là 3H, 85Kr, 133Xe và các đồng vị của Iod
131,133,135
I. Các hạt nhân con cháu của các sản phẩm phân hạch cũng có thể xuất hiện dưới
dạng phát tán khí.
Cấu trúc cơ bản của một NMĐHN bao gồm: nhiên liệu hạt nhân, chất làm chậm,
chất tải nhiệt, thanh điều khiển, vành phản xạ, thùng lò, tường bảo vệ và các vật cấu trúc
khác. Sơ đồ nguyên lý cấu trúc của NMĐHN PWR được mơ tả như hình 1.1.

Hình 1.1: Giản đồ hoạt động của lò phản ứng nước áp lực PWR
11


Trong kiểu lò nước áp lực PWR, chất tải nhiệt được bơm vào lõi để hấp thu nhiệt
từ các thanh nhiên liệu. Sau đó nó chảy qua một hệ thống trao đổi nhiệt để đun sôi nước.
Hơi nước được dẫn sang buồng chứa turbin để làm quay turbin. Dòng hơi này sau khi đã
trao đổi nhiệt trong tua bin sẽ được ngưng tụ lại thành nước tại bình ngưng chính nhờ trao
đổi nhiệt với nước trong bình ngưng (nước biển, sơng), sau đó được bơm trở lại bình sinh
hơi nhờ bơm nước cấp. Chuyển động quay của turbin được truyền sang máy phát
điện. Chất tải nhiệt trong lò phản ứng PWR được giữ ở trạng thái lỏng nhờ bình điều áp.
Đối với lò phản ứng PWR, chất tải nhiệt cũng đồng thời là chất làm chậm các neutron.
Chất tải nhiệt được bơm tuần hồn trong vịng sơ cấp bằng bơm nước làm mát, và trao
đổi nhiệt với nước ở vòng thứ cấp tại bình sinh hơi.
Bên cạnh hệ thống phát điện, hệ thống đảm bảo an toàn cho Nhà máy điện hạt
nhân (NMĐHN) là không thể thiếu. Trong điều kiện nhà máy hoạt động bình thường hệ
thống an tồn chỉ mang tính dự phịng, nhưng khi xảy ra sự cố hoặc tai nạn thì đây là phần
khơng thể thiếu nhằm ngăn ngừa sự phát tán của chất phóng xạ. Mục đích của các hệ
thống an tồn bao gồm:
+) dập tắt khẩn cấp phản ứng dây chuyền;
+) làm lạnh nhanh lò phản ứng ngay sau khi tắt;
+) giam giữ chất phóng xạ khi xảy ra tai nạn.
Việc dập tắt nhờ các thanh điều khiển đưa vào lò theo nguyên lý trọng trường tự
nhiên, các thanh này chứa chất hấp thụ làm giảm lượng nơtron như Boron 10B(n,2α) 3H,
Li(n,α)3H, 2H(n,γ)2H. Việc làm mát vẫn được duy trì ngay sau đó bởi vì nhiệt độ vẫn tiếp
tục tăng lên do các sản phẩm phóng xạ trong nhiên liệu gây ra (nhiệt phân rã, nhiệt dư)
mặc dù phản ứng dây chuyền khơng cịn.
Nếu nhiệt từ các quá trình phân rã các sản phẩm phân hạch khơng được loại bỏ
khỏi lị phản ứng thì lượng nhiệt này có thể gây ra sự phá vỡ cấu trúc của các hệ thống

nhằm ngăn chặn sự phát tán của các sản phẩm phân hạch ra khỏi lò phản ứng. Các sản
phẩm phân hạch được tạo ra trong lò phản ứng có độ phóng xạ cao, nếu bị thất thốt ra
ngồi mơi trường sẽ gây ra ảnh hưởng nghiêm trọng tới sức khỏe con người và môi
trường.
Các hệ thống nhằm loại bỏ nhiệt phân rã từ các quá trình phân rã và ngăn chặn
6

việc phát tán các sản phẩm phân hạch ra môi trường bao gồm:
- Viên nhiên liệu và vỏ bọc của các thanh nhiên liệu:
- Thùng lò và hệ thống tải nhiệt chính:
- Nhà lị bao gồm các khối vật chất đặc biệt và các hệ thống kỹ thuật.

12


1.1.2. Phản ứng kích hoạt gây bởi neutron
Bên cạnh nguồn đồng vị phóng xạ sinh ra bởi các phản ứng phân hạch, ta cần phải
kể đến các hạt nhân phóng xạ là sản phẩm của sự ăn mòn được tạo ra bởi sự kích hoạt
neutron đối với các thành phần của lò phản ứng như đường ống, vỏ thanh nhiên liệu, v.v.
Do lượng neutron được tạo ra trong lò phản ứng là rất lớn, đặc biệt là ở vùng tâm
lò, nên một vài vật chất gần tâm lò (đường ống, vỏ thanh nhiên liệu, tạp chất trong chất
làm mát và trong bản thân chất làm mát) sẽ hấp thụ nơtron phân hạch và chuyển lên trạng
thái kích thích. Q trình này được gọi là q trình kích hoạt, và các đồng vị phóng xạ
tạo thành gọi là sản phẩm kích hoạt.
Các chất phóng xạ chủ yếu được tạo ra khi vận hành NMĐHN là các sản phẩm phân
hạch hoặc kích hoạt được liệt kê trong Bảng 1.1. Bốn đồng vị ở trên cùng là sản phẩm
phân hạch, số còn lại là sản phẩm kích hoạt. Các chất này được lựa chọn do chúng có thời
gian bán rã lớn, suất lượng tạo ra lớn và có khả năng tương tác hố học với hệ sinh thái.
Bảng 1.1. Các đồng vị phóng xạ phát ra chủ yếu từ NMĐHN [5]
Đồng vị

Phóng xạ

Thời gian bán rã (T1/2)

85

Kr

Bêta/gamma

10 năm

Sr

Bêta

28 năm

90

131

I

Bêta/gamma

8 ngày

137

Cs

Bêta/gamma

30 năm

Bêta

5770 năm

Zn

Bêta/gamma

245 ngày

Co

Bêta/gamma

5 năm

Bêta/gamma

45 ngày

Bêta

12 năm

14

C

65
60
59
3

✓

Fe

T

Ta có thể nêu ra một số phản ứng tiêu biểu như sau:
65
65
Zn: 64Zn + n
Zn
+ γ
65

Zn là đồng vị phóng xạ β và phát tia gamma 1.1 MeV với T1/2 ~ 245 ngày. Trong

các lò PWR người ta thường đưa Zn vào trong hệ thống sơ cấp vì hai lý do: làm giảm suất
liều và hạn chế sự ăn mòn gây bởi ứng suất của nước sơ cấp. Zn được đưa vào hệ tải nhiệt
(RCS) ở hàm lượng ~ 5-20 μg/l. [2].
✓

58

✓

56

Fe:

Fe:

58
56

Fe +

Fe

+

n
n

59

Fe

+
54

Mn

γ
+ 3T

13


Fe là nguyên tố quan trọng trong thành phần cấu tạo thùng lò và các ống hợp kim
của hệ thống tải nhiệt. Khi 59Fe được tạo thành, chúng sẽ phát tán vào hệ thống tải nhiệt
bởi q trình ăn mịn [6].
✓

60

Co:

59

Co

+

60

n

Co

+ γ

Đồng vị phóng xạ 60Co phân rã β và phát tia gamma năng lượng trung bình 1.25
MeV với chu kỳ bán rã ~ 5 năm. Đồng vị 60Co thải ra mơi trường từ NMĐHN thơng qua
các chất thải phóng xạ hàm lượng thấp dạng lỏng [5,7].
✓

50

Cr:

50

Cr

+

51

n

Cr

+

γ

Đồng vị phóng xạ 51Cr phát tia gamma có năng lượng 0.32 MeV có chu kỳ bán rã
~ 27.7 ngày, được tạo ra từ phản ứng kích hoạt neutron trên đồng vị bền 50Cr(n,γ)51Cr
✓

16

O:

16

O+n

16

+

N

γ.

N phân rã ra bức xạ γ có nặng lượng cỡ 7MeV với T1/2 ~ 7(s), tuy nhiên hàm lượng
nguyên tố Oxi có trong nước làm mát rất lớn,vì vậy 1 lượng lớn N16 được tạo ra trong
nước làm mát. Các hệ thống chứa chất làm mát sơ cấp cần phải tính đến phóng xạ của
16
N. Một trong những phương pháp nhằm giảm thiểu phóng xạ từ 16N là lưu giữ chất làm
mát trong vịng tuần hồn dài để 16N phân rã hết, hoặc là làm chậm tốc độ dòng chảy
(khoảng 1 phút là đủ) [3,4, ].
✓ 14C: Được tạo ra từ một loạt phản ứng kích hoạt đồng vị như: 13C(n, gamma)14C,
16

14

N(n, p)14C,

15

N(n, d)14C,

16

O(n, 3He)14C và 17O(n, α)14C.

Đồng vị phóng xạ 14C có thể tạo thành trong nhiên liệu và vật liệu cấu trúc của các
loại lò phản ứng. Nguyên tố phóng xạ 14C được tạo thành trong nhiên liệu có thể phát tán
ra mơi trường dưới dạng khí (CO2, CO, CH4, vv ...) do sự phân hủy của nhiên liệu trong
các nhà máy tái chế nhiên liệu. Hạt nhân phóng xạ 14C có thể được tạo ra trong lị phản
ứng hạt nhân bởi sự hấp thụ neutron từ các đồng vị của Carbon, Nitrogen và Oxygen
thông qua 5 phản ứng tiêu biểu: Các nguyên tố C, N và O có trong thành phần của nhiên
liệu, chất làm chậm, vật liệu cấu trúc, và tạp chất [2,4].
Phần lớn 14C sau khi tạo thành biến đổi thành dạng khí, chủ yếu là carbon dioxide
(CO2), và phát thải ra môi trường nếu không lắp đặt các thiết bị để thu thập và biến đổi
thành chất rắn cho mục đích bảo quản vĩnh viễn. Nếu 14C phát thải dưới dạng CO2 hoặc
dưới dạng hố học nào khác, khi đi vào sinh quyển thơng qua con đường hít thở và ăn
uống đồng vị này sẽ gây ra liều chiếu xạ đối với các cơ quan bên trong cơ thể.
✓ Đồng vị tritium 3H là hạt nhân phóng xạ β- phát xạ tia gamma 18.6 keV với chu kỹ
bán rã ~ 12 năm. Trong NMĐHN đồng vị 3H được tạo ra từ hai con đường: phân
14


hạch hạt nhân và phản ứng hạt nhân gây bởi neutron: 2H(n, γ)3H, 6Li(n, α)3H và
14

N(n, 3H)12C [2,4].
Các sản phẩm kích hoạt này nằm bên trong hệ thống tải nhiệt của lị, khơng giống

như các sản phẩm phân hạch nằm trong thanh nhiên liệu. Chính vì vậy chúng rất dễ được
vận chuyển theo hệ thống làm mát đến bất kỳ hệ thống nào có kết nối với nó. Các sản
phẩm kích hoạt là nguồn gốc của hầu hết tạp chất phóng xạ tại NMĐHN, là nguồn gốc
gây ra liều chiếu nghề nghiệp đối với nhân viên và là nguồn gây phát tán chủ yếu ra mơi
trường trong q trình hoạt động của NMĐHN.
1.2. Số liệu đánh giá phát thải khi NMĐHN hoạt động bình thường.
Trong điều kiện hoạt động bình thường, NMĐHN công suất 1000MWe thông
thường sản sinh ra 200-350m3 chất thải phóng xạ dạng khí ở mức thấp và trung bình mỗi
năm. Nó cũng phát thải khoảng 20m3 ( 27 tấn) nhiên liệu đã cháy mỗi năm, chiếm thể tích
75m3 chơn lấp sau khi đóng khối [10]. Nhân phóng xạ và hoạt độ phát tán vào khơng khí
từ NMĐHN trong điều kiện hoạt động bình thường được trình bày như trong bảng 1.2
Bảng 1. 2: Phóng xạ phát tán từ NMĐHN (VVER1200) vào khơng khí (Ci/năm) [2]
Hạt nhân

Ci/năm

Hạt nhân

Ci/năm

Hạt nhân

Ci/năm

3

2.11E+02

131m

1.08E+01

134

I

3.89E-03

C

1.62E+01

133

Xe

1.51E+03

135

I

6.49E-03

83m

Kr

3.24E+01

135

Xe

3.62E+02

51

Cr

4.59E-06

85m

Kr

1.19E+02

138

Xe

1.03E+01

54

Mn

2.86E-07

T

14

Xe

85

Kr

1.68E+01

131

I

4.49E-03

60

Co

1.84E-06

87

Kr

6.49E+01

132

I

5.95E-03

89

Sr

1.89E-05

88

Kr

2.59E+02

133

I

8.11E-03

90

Sr

3.51E-08

1.19E-03

137

Cs

1.78E-03

134

Cs

Trong số các nhân phóng xạ phát thải ra từ nhà máy điện hạt nhân trong tai nạn thì
hai nhân phóng xạ 137Cs và 131I được quan tâm đặc biệt vì ngồi đặc tính dễ di chuyển xa
trong khí quyển thì 137Cs là một nhân phóng xạ phát tia gamma, có thời gian tồn tại lâu
dài và 131I là nhân phóng xạ phổ biến, dễ bị hấp thu vào cơ thể người qua đường hít thở,
ăn uống và tập trung gây chiếu xạ trong tại tuyến giáp trạng trong cơ thể người dẫn đến
bệnh ung thư tuyến giáp.
Trong luận văn này sẽ tập trung nghiên cứu sự phát thải của hai nguyên tố 137Cs và
131
I. Bảng 1.3 cung cấp các hệ số chuyển đổi phóng xạ tương đương với 131I. Hoạt độ thực
15


tế của các đồng vị phát thải cần được nhân với các hệ số được cung cấp trong Bảng 1.3
và sau đó so sánh với các giá trị được đưa ra trong định nghĩa ở mỗi cấp. Nếu một số
đồng vị được phát thải, thì nên tính tốn các giá trị tương đương cho mỗi đồng vị và sau
đó lấy tổng hoạt độ tương đương với 131I. Bảng 1.4 mô tả sự phát thải 131I từ các lò phản
ứng vào khơng khí.
Bảng 1.3: Sự tương đương về tác dụng bức xạ chuẩn theo đồng vị 131I đối với

phát tán các chất phóng xạ ra khí quyển [5]
Đồng vị
241

Hệ số tương đương

Đồng vị

Am

8 000

106

Co

50

90

132

60

Hệ số tương đương

Ru

6

Sr

20

134

Cs

3

137

Cs

40

235

0.02

235

I

1

235

U (F)a

500

Ir

2

235

U (S)a

900

54

Mn

4

238

U (M)a

600

99

Mo

0.08

238

3

H

131
192

32
239

Te

0.03

U (S)a

1 000

U (M)a

600

U (F)a

400

P

0.2

U-nat

1 000

Pu

10 000

Khí hiếm

Bỏ qua (~ 0)

Chú ý: a- Cách hấp thụ vào phổi; S (Slow) - chậm; M (medium) – trung bình; F (fast) – nhanh

Bảng 1.4: Sự phát thải 131I từ các lò phản ứng vào khơng khí [5-6] (GBq)
Loại lị

1990

1991

1992

1993

1994

1995

1996

1997

PWR

32.3

28.2

60.7

44.1

15.3

19.7

19.4

20.1

BWR

33.4

30.7

29.1

49.1

55.6

25.8

15.6

12.6

HWR

3.90

4.96

2.62

4.39

4.35

2.41

0.71

0.80

GCR

4.68

4.68

5.99

8.41

2.20

2.20

1.72

1.62

LWGR

46.6

58.1

106

51.9

53.7

44.2

64.2

60.3

FBR

-

-

-

-

-

-

-

-

Tổng

121

127

205

158

131

94.2

102

95.4

cộng

Trong điều kiện vận hành bình thường của nhà máy, các sản phẩm phân hạch được
giữ an toàn bên trong viên nhiên liệu, các nhiên liệu hạt nhân đã qua sử dụng được bảo
quản theo quy trình an tồn chặt chẽ trong các bể chứa nhiên liệu. Vì thế, các sản phẩm
16


này ít khả năng thốt ra bên ngồi nhà lị và phát tán ra môi trường. Tuy nhiên, cần lưu ý
đến đồng vị 131I và các chất phóng xạ dạng khí, do tính chất dễ bay hơi và hồ tan trong
nước, nên ngay trong quá trình hoạt động bình thường của nhà máy sự rò rỉ các đồng vị
này do kết cấu khơng hồn thiện, sai hỏng ngẫu nhiên của nhiên liệu và vỏ thanh nhiên
liệu là có thể xảy ra. Trong các các sự cố tai nạn NMĐHN xảy ra thì rị rỉ

131

I lại đóng

góp một phần vơ cùng quan trọng và sẽ được nghiên cứu cụ thể ở các chương sau.

1.3. Phát tán phóng xạ trong mơi trường khí.
Chất phóng xạ phân tán trong khí quyển dưới q trình vận chuyển và khuếch tán
nhiễu loạn. Các phương pháp để đánh giá nồng độ của vật liệu trong không khí vận chuyển
trực tiếp từ một nguồn điểm đến một điểm hấp thụ đã được đưa ra bởi Pasquill (1974) và
Haugen (1975).
Các phần tử của luồng khí bị ảnh hưởng bởi dịng xốy xáo động trong bầu khơng
khí, làm khuếch tán vật liệu thải cũng như tồn bộ luồng khí được vận chuyển theo hướng
gió. Ảnh hưởng kết hợp của khuếch tán và vận chuyển được gọi là phát tán. Giống như
luồng khí phát tán, một số cơ chế loại bỏ nhất định có thể ảnh hướng đến lượng chất thải.
Ví dụ trong điều kiện nhất định, chất thải khí và hạt có thể tham gia vào q trình hình
thành mưa trong đám mây và sau đó được loại bỏ do mưa. Việc loại bỏ các chất khí hoặc
hạt bên dưới đám mây tiếp xúc với mưa gọi là rửa trơi. Các vật liệu thải cũng có thể được
loại bỏ thông qua sự lắng đọng hoặc tiếp xúc với mặt đất, thảm thực vật, hay che phủ
khác như các tòa nhà. Các cơ chế lắng đọng được gọi chung là lắng đọng khơ. Chất phóng
xạ có thể phân rã trong q trình di chuyển. Một số chất thải cũng có thể trải qua biến đổi
hóa học trong q trình vận chuyển.
Hình 1.2 là sơ đồ trình bày các quá trình ảnh hưởng đến phát tán trong khơng khí.
Các phần tử của luồng khí bị ảnh hưởng bởi dịng xốy xáo động trong bầu khơng khí,
làm khuếch tán vật liệu thải cũng như tồn bộ luồng khí được vận chuyển theo hướng gió.
Ảnh hưởng kết hợp của khuếch tán và vận chuyển được gọi là phát tán. Giống như luồng
khí phát tán, một số cơ chế loại bỏ nhất định có thể ảnh hướng đến lượng chất thải. Ví dụ
trong điều kiện nhất định, chất thải khí và hạt có thể tham gia vào quá trình hình thành
mưa trong đám mây và sau đó được loại bỏ do mưa. Việc loại bỏ các chất khí hoặc hạt
bên dưới đám mây tiếp xúc với mưa gọi là rửa trôi. Các vật liệu thải cũng có thể được
17


loại bỏ thông qua sự lắng đọng hoặc tiếp xúc với mặt đất, thảm thực vật, hay che phủ
khác như các tòa nhà. Các cơ chế lắng đọng được gọi chung là lắng đọng khơ. Chất phóng
xạ có thể phân rã trong quá trình di chuyển. Một số chất thải cũng có thể trải qua biến đổi

hóa học trong quá trình vận chuyển.

Hình 1.2. Các q trình khí quyển ảnh hưởng phát tán trong khơng khí
Có rất nhiều mơ hình được xây dựng để đánh giá quá trình phát tán chất phóng xạ
trong mơi trường khơng khí như: Mơ hình hộp ( Box model), mơ hình Euler ( Eulerian
Model), mơ hình dày khí dày đặc ( Dense gas model), mơ hình Gauss( Gaussian Model),
mơ hình Lagrangian ( Lagrangian Model). Trong đó hai mơ hình được sử dụng phổ biến
nhất hiện nay là mơ hình Gauss và mơ hình Lagrangian.
1.3.1. Mơ hình phát tán Gauss
a) Mơ hình Gauss Plume
Khi giả định rằng tốc độ gió và hướng gió là hằng số không đổi theo không gian
và thời gian, cũng như là sự khuếch tán nhiễu loạn ( xu hướng phân tán chất ơ nhiễm của
khơng khí), và nguồn thải phát ra dịng ơ nhiễm theo một hằng số, khi đó có thể chứng
minh bằng toán học rằng chùm phát tán sẽ phân bố theo dạng Gauss theo các phương

18


ngang và dọc. Phân bố này càng mở rộng ra theo hình rẽ quạt hình khoảng cách tới nguồn
phát càng tăng.

Hình 1.3. Khuếch tán luồng khí đơn lẻ Gauss
Tuy nhiên ta không thể đảm bảo bất cứ giả định nào ở trên chính xác, khi ta nhìn
vào hình ảnh tức thời của chùm, nó khơng phải có hình dạng Gauss. Mặc dù vậy, từ các
kinh nghiệm cho thấy nồng độ trung bình theo giờ của chùm rất gần với dạng Gauss trong
nhiều trường hợp, và khi sử dụng cũng như thành lập các mối tương quan thực nghiệm
để ước lượng các tham số thì mơ hình Gauss có thể rất chính xác.
Ưu điểm của mơ hình Gauss là nó nó rất đơn giản và hiệu quả (tức là đòi hỏi ít
năng lực chuyên sâu về tính toán và năng lực thiết bị). Bất lợi của nó là độ chính xác có
xu hướng giảm nhanh chóng sau khoảng cách 15-20km. Tuy nhiên hiện nay có nhiều

chương trình sử dụng mơ hình Gauss và có nhiều sửa đổi nhằm cải thiện năng lực áp dụng
và tính xác. Từ lý thuyết thống kê, nồng độ chất thải có thể viết như sau:
𝑄

𝜒 = (2𝜋)3⁄2
Trong đó:

𝜎𝑥 𝜎𝑦 𝜎𝑧

𝑒𝑥𝑝 [

−1 (𝑥−𝑥0 )2
2

(

𝜎𝑥2

+

(𝑦−𝑦0 )2
𝜎𝑦2

+

(𝑧−𝑧0 )2
𝜎𝑧2

)]

(1.1)

𝜒 là nồng độ chất thải, [Bq/m3]

x,y,z là trục tọa độ như được trình bày trong hình 1.3
19


Q là tốc độ phát tán, [Bq/s]
𝜎 2 = 2𝐾𝑡 biểu diễn cho phương sai của phân bố Gauss.
t là thời gian, [s]
b) Mơ hình Gauss Puff
Hình 1.4 cho thấy mơ hình luồng khí Gauss được thiết kế để khắc phục hầu hết
những yếu điểm rõ ràng của mơ hình chùm Gauss. Mơ hình này giả định rằng khí thải
được chia thành một loạt các khối khí phụt riêng biệt mà mỗi khối khí này có dạng phân
bố nồng độ Gauss theo tất cả các hướng. Mỗi khối khí tuân theo tốc độ gió và hướng gió
địa phương và độc lập với khối khí khác. Do đó khi hướng gió và thay đổi theo không
gian hoặc thời gian, các khối khí sẽ theo một quỹ đạo cong.

Hình 1.4. Sự khác biệt giữa mơ hình chùm Gauss và luồng khí Gauss [10]
Mơ hình luồng khí chính xác hơn so với mơ hình chùm Gauss. Nó thực hiện tốt
trong khoảng cách lên đến ít nhất 50 km và thường được sử dụng trong khoảng cách lên
đến 200km. Tuy nhiên, bởi vì nguồn phát thải ra hàng trăm khối khí mà cần phải theo dõi,
do đó nó địi hỏi năng lực tính tốn cao hơn rất nhiều so với mơ hình chùm.
1.3.2. Mơ hình phát tán Lagrangian
Mơ hình Lagrangian ngẫu nhiên coi mỗi nguồn phát phát ra một số lượng lớn các
hạt và mỗi hạt chuyển động theo một con đường ngẫu nhiên xung quanh vecto hướng gió
20

trung bình. Con đường này được cập nhật theo thời gian với từng hạt. Việc dự đốn nồng
độ chất ơ nhiễm được thực hiện bằng cách đếm số các hạt trong một thể tích khí xác định.
Mơ hình Lagrangian ngẫu nhiên mô phỏng các quy luật vật lý của quá trình phát tán chất
phóng xạ tốt hơn các mơ hình khác. Do vậy mơ hình này thường được sử dụng để mơ tả
q trình phát tán ở khoảng cách hàng nghìn km.

Hình 1.5. Mơ hình phát tán Lagrangian [10]
Mơ hình Lagrangian thường được sử dụng để mơ tả q trình lan truyền của chất
thải trong khí quyển và thường dùng các thơng số đầu vào là các số liệu khí tượng từ việc
quan trắc, số liệu tái phân tích trên lưới hoặc từ các hơ hình tồn cầu, khu vực.
Hệ tọa độ Lagrangian xem xét vị trí của một hạt( x, y, z) tại thời gian t tương ứng
với vị trí ban đầu của chúng. Trong hệ Lagrangian, trường nồng độ và dòng hỗn loạn
được định nghĩa bởi các số liệu thống kê của một tập hợp khối khí được đánh dấu về phân
bố cường độ và không gian theo thời gian. Nồng độ được định nghĩa đơn giản bằng số
của các khối khí (n) được quan sát trong một thể tích V tại điểm vecto r và thời gian t theo
công thức (1.2):
C  r, t  

n  r, t 
V

(1.2)

Trong trường hợp phát tán theo phương thẳng đứng, nồng độ tại điểm z theo thời
gian sẽ được tính cụ thể như sau:
21


C  z, t   

t

 P  z, t | z , t  S  z , t  dz dt
z

0 0

0

0

0

0

0

0

(1.3)

Trong đó P  z, t | z0 , t0  là xác suất mà khối khí phát thải từ một điểm trong khơng
gian (r0) và thời gian (t0) sẽ được quan sát tại điểm (r) và thời gian (t).
1.5 Phần mềm tính tốn phát tán phóng xạ khi xảy ra sự cố RASCAL 4
Với việc phân tích các mơ hình được sử dụng để tính tốn phát tán trong khơng khí
như đã đề cập ở mục trên, do mục đích tích tốn phát tán phóng xạ ở tầm gần, yêu cầu
kết quả nhanh chóng, cập nhật thời tiết liên tục và kịch bản diễn biến tai nạn xảy ra trong
một thời gian ngắn ( một vài ngày) nên mơ hình Gauss được sử dụng trong luận văn. Hiện
nay, có rất nhiều phần mềm tính tốn phát tán như IXP, Hysplit, XOQDOQ, GASPAR2,
Rascal 4.

-

Phần mềm Hysplit cho phép đánh giá và hiển thị các thông số khí tượng cũng như
chạy các mơ hình phát tán trong mơi trường khí. Phần mềm này phù hợp cho mơ
hình khí tượng tồn cầu, pham vi lớn khi tính tốn phát tán lên đến phạm vi hàng
nghìn km.

-

Phần mềm IXP cung cấp các dự báo nhanh về phân bố liều chiếu phóng xạ theo
thời gian và các hiệu ứng sức khỏe gây bởi phát tán chất phóng xạ chứ khơng sử
dụng cho đánh giá trong trường hợp xảy ra sự cố với NMĐHN cấp 6,7.

-

Phần mềm XOQDOQ dùng cho thẩm định đánh giá tác động của khí tượng tới
việc phát thải các nhân phóng xạ thường xuyên hoặc trong kế hoạch khi các
NMĐHN hoạt động bình thường.

-

Phần mềm GASPAR2 được sử dụng để đánh giá liều bức xạ đối với các cá nhân
và các nhóm dân cư bị nhiễm xj theo các con đường hít thở, ăn uống và chiếu xạ
bên ngồi do việc phát thải các nhân phóng xạ vào mơi trường khơng khí từ
NMĐHN trong điều kiện hoạt động bình thường.

-

Phần mềm RASCAL là tên viết tắt của hệ thống đánh giá bức xạ để phân tích các

hậu quả (RASCAL - Radiological Assessment System for Consequence AnaLysis)
và được phát triển và sử dụng bởi Trung tâm điều hành khẩn cấp thuộc Ủy ban
Quản lý hạt nhân Hoa Kỳ để dự báo đánh giá liều lượng từ các trường hợp phóng
xạ khẩn cấp.
22


RASCAL 4 là một tiến bộ lớn trong các công cụ nhằm đáp ứng việc đánh giá hậu
quả khẩn cấp của nhà máy điện hạt nhân. RASCAL 4 bao gồm những cải tiến trong các
mơ hình và các phương pháp có liên quan đến việc tính tốn số lượng và thành phần đồng
vị của chất phóng xạ phát tán hoặc tốc độ phát thải từ một cơ sở hạt nhân, sự phát tán
trong khơng khí và lắng đọng, và sự tính tốn liều lượng. Ngồi ra nó cịn có sự thay đổi
trong giao diện đối với người dùng nhằm tạo điều kiện thuận lợi cho việc nhập dữ liệu,
xử lý và phân tích kết quả. Chính vì vậy, RASCAL 4 được lựa chọn là chương trình tính
tốn phát tán trong hai sự cố NMĐHN cấp độ 6 và 7.
Giao diện chính của phần mềm như trong hình 1.6; RASCAL chứa hai mơ hình tính
tốn chính:

Hình 1.6. Giao diện chính của phần mềm RASCAL 4
• Mơ hình đánh giá liều thơng qua các số liệu đo đạc hiện trường xung quanh nhà máy
điện hạt nhân (Field measurement to Dose model): Sử dụng “Field Measurement to
Dose model” khi giai đoạn sự cố (plume-phase of the accident) qua đi và đang ở trong
giai đoạn trung gian (the intermediate-phase) (04 ngày sau khi sự cố bắt đầu xảy ra).
Mô đáng giá liều dựa trên các kết quả đo hoạt độ các nhân phóng xạ trong mơi trường
xung quanh nhà máy điện hạt nhân.
• Mơ hình đánh giá liều thơng qua các thơng số đầu vào từ nguồn phát thải (Source
Term to Dose ): Sử dụng “Source Term to Dose” khi có được đầy đủ các thông tin về
thông số hoạt động của nhà máy điện hạt nhân (NPP), các điều kiện dẫn đến tai nạn
trong nhà máy nhằm ước lượng liều phóng xạ xung quanh nhà máy điện hạt nhân.
23

Mơ hình trước tiên sẽ tạo ra bộ số liệu về “source term” phụ thuộc vào thời gian, đó
là tốc độ giải phóng của các nhân phóng xạ được tạo ra từ NPP. Tốc độ giải phóng
các nhân phóng xạ này được đánh giá dựa vào các số liệu đầu vào mơ tả thời tiết và
mơ hình dịch chuyển.
Với mục tiêu chính là xây dựng các kịch bản tai nạn NMĐHN, với các thông số
đầu vào của nhà máy, các điều kiện dẫn đến tai nạn để từ đó thu được phân bố liều
lượng phóng xạ phát tán theo thời gian, khoảng cách nên chức năng chính của phần
mềm RASCAL 4 được sử dụng trong luận văn là tính tốn liều lượng dựa trên tính
tốn số lượng và thành phần đồng vị của chất phóng xạ phát tán hoặc tốc độ phát thải
từ một nhà máy điện hạt nhân có sự cố (số hạng nguồn tạo thành liều lượng). Các mơ
hình chiếu xạ chính tới con người trong điều kiện xảy ra tai nạn NMĐHN được thực
hiện trong RASCAL 4 bao gồm [10]:
+) Liều tương đương tích lũy hiệu dụng hít thở (Inhalation CEDE - Inhalation
committed effective dose equivalent): Liều bức xạ tới phổi do hít phải các khí trơ,
các nhân phóng xạ khác được tính tốn với chu kì lặp 15 phút 1 lần trong cả hai mơ
hình Gauss PLUME và Gauss PUFF. Liều tương đương hít thở được tính bằng tổng
của tất cả các đồng vị phóng xạ được phát tán trong khơng khí nhân với hệ số liều
tương đương và theo phương trình sau:

(1.4)
Trong đó:
D15: Tương đương liều tích lũy do hít thở ( mSv)
Vb: Tốc độ hít thở (lít/ phút)
DCFn: Hệ số chuyển đổi liều cho từng cơ quan
Χn: Nồng độ của hạt nhân n (Bq/m3)
t: Thời gian ( phút)
Vào cuối mỗi khoảng thời gian 15 phút, liều tương đương được ghi lại, cộng dồn
với các chu kì trước đó. Sau đó, chúng được đặt ở mức 0 trước khi bắt đầu tính tốn mơ

hình trong khoảng thời gian 15 phút tiếp theo.

24