An toàn bức xạ trong một số hoạt động bảo dưỡng nhà máy điện hạt nhân sử dụng lò phản ứng nước áp lực

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN KHOA VẬT LÝ BỘ MÔN VẬT LÝ HẠT NHÂN - BÁO CÁO NGHIÊN CỨU KHOA HỌC Đềtài: CÁC VẤN ĐỀ LIÊN QUAN ĐẾN AN TOÀN BỨC XẠ TRONG MỘT SỐ HOẠT ĐỘNG BẢO DƢỠNG NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN SỬ DỤNG LÒ PHẢN ỨNG NƢỚC ÁP LỰC Sinh viên: NGUYỄN HỒNG HÀ – K58 CNHN ĐẬU HUYỀN NGA – K59 CNHN Người hướng dẫn: TS NGUYỄN HÀO QUANG HÀ NỘI - 2016 LỜI CẢM ƠN Trước hết em xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc tới TS Nguyễn Hào Quang, Phó viện trưởng viện lượng nguyên tử Việt Nam, PGS.TS Bùi Văn Lốt, giảng viên mơn Vật lý hạt nhân, Khoa Vật lý - Đại học Khoa Học Tự Nhiên – Đại học Quốc Gia Hà Nội tận tình hướng dẫn, truyền đạt cho em kiến thức quý báu giúp đỡ em q trình học tập để em hồn thành báo cáo khoa học Em xin gửi lời cảm ơn tới thầy cô giáo Bộ môn Vật lý hạt nhân, Khoa Vật lý, Trường Đại học Khoa Học Tự Nhiên, Đại học Quốc Gia Hà Nội tạo điều kiện thuận lợi cho em suốt q trình học tập hồn thiện báo cáo Qua em xin cảm ơn tới gia đình, bạn bè thường xun động viên, khuyến khích em thực đề tài nghiên cứu khoa học Hà Nội, ngày 26 tháng năm 2016 Các sinh viên Mục lục Mục lục Danh mục từ viết tắt Danh mục hình vẽ Danh mục bảng biểu Lời nói đầu Chương 1: TỔNG QUAN LÒ PHẢN ỨNG NƯỚC ÁP LỰC 1.1 Tổng quan 1.2 Bố trí nhà máy 1.3 Hệ thống sơ cấp 1.4 Hệ thống điều chỉnh hóa chất lượng chất tải nhiệt 19 1.5 Hệ thống tải nhiệt dư 25 1.6 Hệ thống phun an toàn 27 1.7 Hệ thống phun nhà lò 29 1.8 Làm mát làm bể chứa nhiên liệu qua sử dụng 31 1.9 Hệ thống lọc khoang trống lò phản ứng 34 1.10 Hệ thống xử lý chất thải phóng xạ 35 1.10.1 Hệ thống xử lý chất thải dạng lỏng 36 1.10.2 Hệ thống xử lý khí thải 41 1.10.3 Hệ thống xử lý chất thải rắn 43 Chương 2: Một số toán thực tế 45 2.1 Bài toán thực tế 45 2.1.1 Đề 45 2.1.2 Lời giải 48 2.1.2.a 48 2.1.2.b 49 2.2 Bài toán thực tế 51 2.2.1 Đề 51 2.2.2 Lời giải 54 2.2.2.a 54 2.2.2.b 55 2.2.2.c 56 2.2.2.d 57 Kết luận kiến nghị 58 Kết luận 58 Kiến nghị hướng phát triển 58 Tài liệu tham khảo 59 Danh mục từ viết tắt Từ viết tắt Tiếng Anh Tiếng Việt BWR Boiling Water Reactor Lị phản ứng nước sơi CSS Containment Spray System Hệ thống phun nhà lò CVCS Chemical and Volume Control System DOT U.S Department of Transportation Hệ thống điều chỉnh hóa chất lượng chất tải nhiệt Bộ giao thông vận tải Hoa Kỳ IAEA International Atomic Energy Agency PWR Pressurized Water Reator Lò phản ứng nước áp lực RCS Reactor Coolant System Hệ thống chất tải nhiệt lò phản ứng RCP Reactor Coolant Pump Bơm chất tải nhiệt lò phản ứng RHRS Residual heat removal system Hệ thống tải nhiệt dư SIS Safety Injection System U.S NRC United State Nuclear Regulatory Commission VCT Volume Control Tank Cơ quan lượng nguyên tử quốc tế Hệ thống phun an toàn Cơ quan pháp quy hạt nhân Hoa Kỳ Bồn điều chỉnh lượng chất tải nhiệt Danh mục hình vẽ Hình 1.1: Bố trí đơn giản lị phản ứng nước áp lực mơ tả thành phần tịa nhà lị 10 Hình 1.2: Các thành phần hệ thống sơ cấp lị phản ứng PWR 11 Hình 1.3: Thùng lị phản ứng nước áp lực thành phần 12 Hình 1.4: Bình sinh thành phần 16 Hình 1.5 Bơm chất tải nhiệt lị phản ứng thành phần 17 Hình 1.6: Bình điều áp thành phần 18 Hình 1.7: Sơ đồ hệ thống điều chỉnh hóa chất lượng chất tải nhiệt 21 Hình 1.8: Sơ đồ hệ thống tải nhiệt dư thành phần 26 Hình 1.9: Sơ đồ hệ thống phun nhà lị thành phần 30 Hình 1.10: Sơ đồ hệ thống chất tải nhiệt làm bể chứa nhiên liệu cháy 32 Hình 1.11: Các hoạt động xử lý nhiên liệu cháy nhà chứa nhiên liệu tổ máy PWR 34 Hình 2.1: Hình học nguồn-điểm cho việc tính liều phơi nhiễm P điểm cần quan tâm để tính liều phơi nhiễm, S nguồn điểm 52 Hình 2.2: Hình học nguồn- đường cho việc tính liều phơi nhiễm Ống lấy mẫu dài 10m Điểm Q nằm phía chân ống lấy mẫu phía ống lấy mẫu khoảng cách vng góc 2m 52 Hình 2.3: Hình học nguồn dạng đĩa cho việc tính liều phơi nhiễm Vết loang có đường kính 20m Điểm X cách 2m phía vết loang dọc theo trục qua tâm đĩa 52 Danh mục bảng biểu Bảng 2.1:Hệ số suy giảm (chì) 47 Bảng 2.2:Đệm khử khống đặc trưng phóng xạ 47 Bảng 2.3:Hệ số tích lũy liều nguồn điểm đẳng hướng 47 Lời nói đầu Nhà máy điện hạt nhân tạo chất phóng xạ, chúng thải nhà lò chiếu xạ trực tiếp lên người, trước hết nhân viên bảo dưỡng mở nắp thùng lò để thay nhiên liệu định kì Nguy chiếu xạ lớn có sai hỏng nhiên liệu cố Còn nhà máy hoạt động bình thường, phát thải chiếu xạ trì mức độ cho phép, song khơng có nghĩa vơ hại Các nhà máy điện hạt nhân có chu kì hoạt động từ 12 đến18 tháng sau phải dừng lị để nạp nhiên liệu thực hoạt động bảo dưỡng định kì để đảm bảo hoạt động chúng ln ổn định, khơng bị xấu lão hóa tác động yếu tố khác Ở số lò phản ứng cải tiến, cơng việc bảo dưỡng thực không 16 ngày Một số phận lị phản ứng có mức độ phóng xạ cao, đặc biệt có sai hỏng vỏ nhiên liệu khiến sản phẩm phân hạch ngồi Nhân viên bảo dưỡng người trực tiếp bị chiếu xạ trình bảo dưỡng Theo khuyến cáo ICRP, liều hiệu dụng trung bình cho nhân viên xạ 100 mSv tính năm liên tiếp, liều cực đại khơng q 50 mSv năm [1] Do vấn đề an toàn xạ hoạt động bảo dưỡng quan trọng Chương báo cáo trình bày tổng quan hệ thống lò phản ứng nước áp lực mối quan tâm phóng xạ gắn liền với hệ thống, phận Chương báo cáo trình bày số hoạt động bảo dưỡng thực tế tính tốn kèm để xác định ảnh hưởng phóng xạ hoạt động tới nhân viên bảo dưỡng nhà máy điện hạt nhân Chƣơng 1: TỔNG QUAN LÒ PHẢN ỨNG NƢỚC ÁP LỰC 1.1 Tổng quan Lò phản ứng nước nhẹ có đặc trưng sử dụng nước để làm mát làm chậm Có hai loại cơng nghiệp lị phản ứng nước nhẹ lị phản ứng nước áp lực (PWR) lị phản ứng nước sơi (BWR) Báo cáo mô tả hệ thống lị phản ứng nước áp lực có quan tâm nhân viên an tồn xạ Mục đích để trình bày khía cạnh thiết kế hệ thống mối tương quan tác động đến tình trạng phóng xạ nhà máy Các chức mục đích hệ thống khác trình bày với mối nguy hiểm phóng xạ liên quan chúng Các mô tả hệ thống cung cấp đủ chi tiết phép nhân viên an tồn xạ đánh giá tình trạng phóng xạ gắn liền với điều kiện vận hành khác nhà máy [2] Nhân viên an toàn xạ phải có hiểu biết hệ thống khác nhà máy điện hạt nhân để đánh giá mối nguy hại thực tế tiềm phóng xạ gắn với trạng thái vận hành lị phản ứng nước nhẹ Khơng cần thiết nhân viên an tồn xạ phải có kiến thức chuyên sâu tới tất khía cạnh tham số hệ thống liên quan tới vận hành yêu cầu nhân viên vận hành nhà máy Do đó, chi tiết phức tạp thiết kế hệ thống chức so với trình độ hiểu biết cần thiết nhân viên vận hành nhà máy không đề cập Tuy nhiên, điều quan trọng họ có đủ kiến thức hệ thống nhà máy để giải đầy đủ yêu cầu phóng xạ cho hoạt động thực vùng lân cận nhà máy [2] Chƣơng 2: Một số toán thực tế Nhà máy điện hạt nhân tạo chất phóng xạ Chất phóng xạ sinh chủ yếu sản phẩm gỉ bào mòn tan nước từ kim loại hợp kim tiếp xúc với nước tải nhiệt sơ cấp Chúng bị kích hoạt neutron qua vùng hoạt trở thành phóng xạ đóng góp vào trường chiếu xạ gamma bên vùng hoạt Trong số có hai sản phẩm Co60 kích hoạt neutron nhiệt theo phản ứng: 27Co 59 (n,γ)27Co60 Co58 kích hoạt neutron nhanh theo phản ứng: 58 58 28Ni (n,p)27Co Co60 phân rã β- với chu kì bán rã lớn, T1/2 = 5,27 năm, lại phát hai tia gamma (1,17 1,33 MeV) nên đóng góp quan trọng vào liều nghề nghiệp lò hoạt động lâu năm Ở lò hoạt động, Co58 với T1/2 =71,3 ngày có ảnh hưởng lớn Cobalt có hầu hết vật liệu tiếp xúc với nước tải nhiệt sơ cấp, cịn nickel có hàm lượng đến 60% hợp kim dùng làm ống trao đổi nhiệt bình sinh Hai tốn thực tế sau cho thấy ảnh hưởng Co60 lên nhân viên bảo dưỡng [1] 2.1 Bài toán thực tế 2.1.1 Đề Một khử khoáng lò phản ứng nước áp lực nạp với nhựa để làm giảm hoạt độ Co-60 nước làm mát sơ cấp Trong chu kì 200 ngày tại, khử khoáng xử lý nước làm mát lò phản ứng Đặc trưng hoạt động cụ thể khử khoáng cung cấp đây: Các khử khống bình hình trụ thẳng đứng, đường kính 1,22 mét cao 3,66 mét Thành dày 0,95 cm khử khoáng làm thép khơng gỉ 45 Đường kính đệm khử khống 1,22 mét Giả sử suất liều từ đệm nhựa xấp xỉ nguồn đĩa mỏng Lưu lượng qua khử khống 350 Lít/phút Hiệu suất khử khoáng việc loại bỏ Co-60 100% a Tính liều tương đương xạ gamma (rem/h) điểm cách phía trục 2,54cm lớp đệm khử khống sau 200 ngày hoạt động Giả sử khử khoáng khơng chứa nước phía lớp đệm nhựa kết thúc hoạt động tất hoạt động phân bố bề mặt đệm khử khoáng b Một van đặt cách 7,62 mét phía lớp đệm khử khoáng cần sửa chữa Khi lập, khử khống nạp với 80 Ci Co-60 Giả sử nguồn Co-60 phân bố đồng bề mặt đệm Việc sửa chữa cần phải thực người thợ lắp ráp đường ống mà có liều tương đương hàng năm lại 300 mrem Sửa chữa van Việc che chắn có thảm chì lắp đặt trước có bề dày 5,08 cm chì tương đương Liệu lớp che chắn thiết lập giữ cho người công nhân mức giới hạn năm mình? Giả sử việc sửa chữa diễn sau tháng cô lập, khơng có nước lớp đệm nhựa, van lưu trú trục khử khống Để đơn giản, xét đóng góp liều xạ gamma Một số kiện sử dụng để tính tốn: Giả sử suất liều từ đệm nhựa xấp xỉ nguồn đĩa mỏng h2  R2 ̇ mô tả phương trình (h) = 3.14 x G x C x ln h C= cường độ nguồn (Ci/m2) 46 Bảng 2.1: Hệ số suy giảm (chì) : Bảng 2.2:Đệm khử khống đặc trưng phóng xạ: Bảng 2.3: Hệ số tích lũy liều nguồn điểm đẳng hướng: ux = Hệ số suy giảm khối (u/mật độ) x Độ dày che chắn (cm) x Mật độ che chắn (g/cm3 ) R  m2 Hằng số phát xạ gamma đặc trưng Co-60: G = 1,3 hr  Ci 47 2.1.2 Lời giải 2.1.2.a Từ cơng thức tính suất liều lớp đệm nhựa khoảng cách h 2 ̇ (h) = 3,14 x G x C x ln h 2R (1) h Ta biết: h=0,305 m : khoảng cách từ đệm nhựa đến điểm cần tính suất liều = 0,6096 m : Bán kính lớp đệm nhựa C= = A πR 2bed R.m G = 1,3 cho hr.Ci Vì đệm nhựa lọc Co-60 Co-60 tích tụ dần đệm nhựa theo thời gian Tuy nhiên Co-60 thời gian bị phân rã Ta gọi số hạt nhân Co-60 tích tụ khoảng thời gian từ t  t+dt dN1 tương ứng với số hoạt độ dA1, số hạt nhân Co-60 phân rã khoảng thời gian từ t  t+dt dN2 tương ứng với hoạt độ dA2 Ta có: dN1 = RCS Vflow.dt (Vflow tốc độ dịng chảy qua khử khống, λ Vflow = 350 lít/phút; RCS = 6.10-4 µCi cho bảng 2.2.) cm dN2 = N.dt  Số hạt nhân Co-60 biến thiên thời gian dt dN = dN1 – dN2 = Vflow.dt - N.dt 48 dA= dN=RCS.Vflow.dt – A..dt Giải phương trình vi phân ta A= Vflow (1- Vậy hoạt độ ta cần tính A= Thay số ta = A=(6.10-4 ) Vflow (1- ) ln2 ln2 = = 4,18.10-9 (1/s) 5,26 365 24 60 60 T µCi lít 1000ml ( ).(1 4 giây.(350 3,61.10 ml phút 60s 24.60.60 A = 58,3.106 µCi = 58,3 Ci Vậy, thay A vào cơng thức (1) ta được: 2 h  R (1)  ̇ (h) = 3,14 x G x C x ln h2 58,3Ci 0,612  0,3052 R.m = 3,14.( 1,3 ).( ln ( 0,3052 hr.Ci π.0,60962 m = 328,07 R hr 87,7.107 J 87,7.107 J Vì R = 87,7 erg/gram = = = 8,77.10-3 Gy = 0,877 3 gam 10 kg rad R rad rem Vậy ̇ (h) = 328,07 0,877 = 287,71 (rem/h) hr R rad Kết luận: Suất liều cách đệm khử khống ft trục đệm khử khoáng sau 200 ngày hoạt động 287,71 rem/h 49 2.1.2.b Trước lập, đệm khử khống tích lũy hoạt độ 80 Ci Co-60 Sau tháng lập, hoạt độ nguồn Co-60 cịn: ACo-60 = 80 = 80 = 80 = 74,89 (Ci) Từ ta tính suất liều van đặt cách 7,62 m phía đệm khử khống theo h2  R2 ̇ công thức : (h) = 3.14 x G x C x ln h2 R.m Ta có G = 1,3 cho hr.Ci Rbed = 0,6096 m h = 7,62 m => C = 74,89 A Co 60 A = Co 260 = = 64,15 (Ci/m2)  0,6096 Sbed  R bed h2  R2 252  22 ln = ln = 6,38.10-3 2 h 25 Vậy ta tính suất liều van: ̇ (h) = 3,14 1,3 R.m 64,15 Ci 6,38.10-3 = 1,67 (R/giờ ) m2 hr.Ci = 1,67 0,877 = 1,46 (rem/h) Ta có cơng thức tính cường độ xạ xuyên qua lớp vật chất I=Io Áp dụng cơng thức tính suất liều D= Do.B (*) Trong đó: x = 5,08 cm Do suất liều van chưa che chắn (=1,46rem/h) hệ số suy giảm xạ gamma truyền qua chì 50 Vì Co-60 phát tia gamma 1,173 MeV 1,332 MeV, lượng gamma trung bình 1,25 MeV Tra bảng 2.2 ta có hệ số suy giảm E =1,25 MeV = 0,65 (1/cm) B hệ số tích lũy Để xác định B ta tính =0,65 5,08cm cm =3,3 Từ đó, tra bảng 2.3 với x = E = 1MeV ta thu B=2,26 Thay số cơng thức tính suất liều ta D =Do.B = 1,46 2,26.e-3,3 = 0,12 rem/h Vậy, sau sửa chữa 3h suất liều nhận sau 3h D3h = 3D = 0,36 rem Kết luận: Che chắn lớp chì với bề dày 5,08cm không đảm bảo để người công nhân nhận suất liều mức quy định Suất liều dư thừa 0,06rem (có thể cao ta xét xạ gamma gây ra, thực tế đệm khử khống cịn có số xạ beta) 2.2 Bài toán thực tế 2.2.1 Đề Để tiến hành phân tích suất liều cho việc dừng lị tới cơng việc bảo dưỡng lên kế hoạch hệ thống lấy mẫu nước làm mát sơ cấp Trước thực công tác bảo dưỡng, hệ thống sơ cấp tẩy xạ Để hỗ trợ cho nỗ lực này, bạn yêu cầu cung cấp ước lượng liều phơi nhiễm số cấu hình nguồn Trong việc tính tốn liều phơi nhiễm, giả sử cá nhân bố trí điểm P, Q X Bỏ qua việc che chắn cung cấp các nhân 51 Hình 2.1: Hình học nguồn-điểm cho việc tính liều phơi nhiễm P điểm cần quan tâm để tính liều phơi nhiễm, S nguồn điểm Hình 2.2: Hình học nguồn- đường cho việc tính liều phơi nhiễm Ống lấy mẫu dài 10m Điểm Q nằm phía chân ống lấy mẫu phía ống lấy mẫu khoảng cách vng góc 2m Hình 2.3: Hình học nguồn dạng đĩa cho việc tính liều phơi nhiễm Vết loang có đường kính 20m Điểm X cách 2m phía vết loang dọc theo trục qua tâm đĩa 52 Dữ liệu: Các phế liệu ban đầu 100% Co-59 nặng 10g Tiết diện phản ứng Co-59(n, γ)Co-60 37 barn Chu kì bán rã Co-60 5,27 năm Khơng khí trung gian nguồn điểm P, Q X Hoạt độ nguồn phần a,b,c 3.0 Ci, hoạt độ phân bố đồng với nguồn Mỗi nguồn Co-60 có số phát xạ gamma đặc trưng số gamma (G) là: G = 1.3 R  m2 hr  Ci Bỏ qua hiệu ứng tự che chắn gamma vùng nguồn kể đường ống Hằng số Avogadro = 6.02.1023 nguyên tử/ gam khối lượng nguyên tử a tháng trước, mảnh vật liệu nhỏ loại bỏ từ thùng lò Hồ sơ nhà máy chiếu xạ 10 năm Vật liệu coban tự nhiên chịu mật độ dịng neutron nhiệt trung bình 1,0.1010 n/cm2 –s mật độ dòng neutron nhanh 5,0.1010 n/cm2 – s Liều phơi nhiễm theo R/giờ dự kiến điểm cách 2m từ vật liệu đó? Kích thước mảnh vật liệu cm x 3cm x 0,2 cm b Tính liều phơi nhiễm theo R/giờ điểm P, cách 2m từ hạt hình cầu nguồn Co-60 với bán kính 0,5mm Hoạt độ điểm 3,0 Ci Hình học để đánh giá phơi nhiễm minh họa hình 2.1 53 c Tính liều phơi nhiễm theo R/giờ điểm Q Điểm Q có khoảng cách 2m từ phía cuối ống lấy mẫu chứa phân bố đồng Co-60 Ống lấy mẫu minh họa hình 2.2, dài 10m có đường kính 0,5 cm Tổng hoạt độ chứa ống lấy mẫu 3,0 Ci d Tính liều phơi nhiễm theo R/giờ điểm X định nghĩa hình 2.3 Điểm X cách 2m phía trung tâm vết loang bao gồm phân bố đồng Co-60 Vết loang có hình dạng đĩa mảnh (dày 0,2 cm) với đường kính 20m Tổng hoạt độ vết loang 3,0Ci 2.2.2 Lời giải 2.2.2.a Vì tiết diện phản ứng neutron nhanh với vật liệu nhỏ so với tiết diện phản ứng neutron nhiệt với vật liệu, nên ta bỏ qua ảnh hưởng neutron nhanh Gọi t1 thời gian mảnh vật liệu chiếu neutron, t1 = 10 năm, khoảng thời gian đó, Co-60 vừa tạo thành, vừa phân rã => hoạt độ Co-60 sau 10 năm A1 = N σ.Φ.(1- ) Gọi t2 thời gian mảnh vật liệu bị loại bỏ khỏi thùng lò, t2= tháng Mảnh vật liệu phân rã phóng xạ Vậy, hoạt độ mảnh vật liệu sau tháng là: A= N σ.Φ.(1- ) Trong đó: N số hạt nhân Co-60 có 10gam, 54 N= m M = 10g g 60 mol = 1,003.1023 (hạt nhân) σ tiết diện phản ứng Co-59(n, γ)Co-60 với neutron mức lượng neutron nhiệt, σ = 37 barn = 37.10-24 cm2 Φ thơng lượng dịng neutron nhiệt, Φ = 1,0.1010 n cm s T chu kì bán rã Co-60, T=5,27 năm Thay số vào ta được: A=1,003.1023 (hạt nhân) 37.10-24 (cm2) 1,0.1010 n (1cm s ) A = 2,54.1010 Bq = 0,687 Ci Vì kích thước mảnh vật liệu nhỏ (cỡ vài cm) so với khoảng cách từ tới điểm xét (2mét), ta coi mảnh vật liệu nguồn điểm, sử dụng cơng thức tính suất liều khoảng cách d là: R.m 0,687Ci 1,3 hr.Ci A.G ̇= = = 0,22 R/giờ 2 d (2m) 2.2.2.b Tương tự trên, khoảng cách từ nguồn Co-60 đến điểm P lớn so với kích thước nguồn  coi nguồn nguồn điểm Áp dụng cơng thức tính suất liều điểm P cách nguồn khoảng d: R.m 3Ci 1,3 hr.Ci = 0,975 R/giờ ̇ = A.G = (2m) d 55 Vậy, suất liều điểm P 0,975 R/giờ 2.2.2.c Hình 2.4: Chia ống lấy mẫu thành yếu tố vi phân Chia ống lấy mẫu có độ dài L=10m thành yếu tố vi phân dl nhỏ coi nguồn điểm, hoạt độ phóng xạ dl dA = A dx , suất liều l gây yếu tố dl tính: A G .dx G.dA dD = = 2l 2 r r1  x Trong r khoảng cách từ yếu tố dl tới Q x khoảng cách từ O đến yếu tố dl r1 kí hiệu hình Ta lấy tích phân tồn lấy mẫu, x chạy từ 0m  10 m D=∫ = ∫ dx R.m Thay số G = 1,3 ; A=3Ci ; l = 10 m ; r1 = 2m vào tích phân trên, ta hr.Ci 56 D= 1,3 ∫ 10 dx = 0,268 R/giờ  x2 Vậy, suất liều gây lấy mẫu điểm Q 0,268 R/giờ 2.2.2.d Vết loang có dạng đĩa mảnh, áp dụng cơng thức tính suất liều gây đĩa mảnh có bán kính R điểm h từ toán thực tế là: 2 ̇ (h) = 3,14.G.C.ln h  R h2 (*) R.m Trong G = 1,3 hr.Ci C= A A (Ci/m2) =  R S R bán kính vết loang Thay vào công thức (*) ta 2 2  3,0 Ci R.m ̇ (h) = 3,14 1,3 ln = 0,127 R/giờ 22 hr.Ci  102 m Kết luận, vậy, suất liều cách tâm vết loang 2m 0,127 R/giờ 57 Kết luận kiến nghị Kết luận Báo cáo trình bày tổng quan hệ thống lị phản ứng nước áp lực, phận hệ thống sơ cấp, thứ cấp, bên tòa nhà lò tòa nhà phụ trợ với mức độ phóng xạ chúng Báo cáo trình bày hai toán thực tế ảnh hưởng đồng vị phóng xạ Co60 lên nhân viên bảo dưỡng việc bảo dưỡng khử khoáng lấy mẫu đồng thời đề xuất biện pháp an toàn để giảm thiểu tối đa liều chiếu tới nhân viên Kiến nghị hƣớng phát triển Do giới hạn thời gian nên báo cáo dừng lại hai công việc bảo dưỡng nhà máy điện hạt nhân sử dụng lò phản ứng nước áp lực Do nhà máy điện hạt nhân hệ thống vô phức tạp, đồng nghĩa với số công việc bảo dưỡng vô nhiều, cịn nhiều cơng việc bảo dưỡng khác nhà máy điện hạt nhân bảo trì đường ống, bảo dưỡng hệ thống thơng gió, kiểm tra bể chứa nhiên liệu cháy…đều liên quan tới phóng xạ Em mong có người khác thực lại đề tài cần nghiên cứu đầy đủ hoạt động bảo dưỡng khác nhà máy điện hạt nhân sử dụng lò phản ứng nước áp lực lị phản ứng nước sơi để có nhìn tổng thể vấn đề “An tồn xạ hoạt động bảo dưỡng nhà máy điện hạt nhân” 58 Tài liệu tham khảo  Tài liệu tham khảo tiếng việt: [1] An toàn điện hạt nhân Phạm Duy Hiển Nhà xuất khoa học kỹ thuật, 2015  Tài liệu tham khảo tiếng anh: [2] Radiation Protection at Light Water Reactors Robert Prince Springer ISBN 978-3-642-28387-1 59 ... động bảo dưỡng thực tế tính tốn kèm để xác định ảnh hưởng phóng xạ hoạt động tới nhân viên bảo dưỡng nhà máy điện hạt nhân Chƣơng 1: TỔNG QUAN LÒ PHẢN ỨNG NƢỚC ÁP LỰC 1.1 Tổng quan Lị phản ứng nước. .. trưng sử dụng nước để làm mát làm chậm Có hai loại cơng nghiệp lị phản ứng nước nhẹ lị phản ứng nước áp lực (PWR) lị phản ứng nước sơi (BWR) Báo cáo mơ tả hệ thống lị phản ứng nước áp lực có quan... gặp nhà máy điện hạt nhân cụ thể [2] Bể thu gom nước thoát sàn sử dụng để chứa giữ chậm nước thải ngồi lị phản ứng Nước thải có nguồn gốc từ trình tẩy xạ, nước thải từ hoạt động bảo dưỡng hoạt động