Phân tích sự cố mất điện bể chứa thanh nhiên liệu thải từ lò PWR – 2 vòng bằng phần mềm PCTRAN SFP

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP HỒ CHÍ MINH Phạm Gia Khánh PHÂN TÍCH SỰ CỐ MẤT ĐIỆN BỂ CHỨA THANH NHIÊN LIỆU THẢI TỪ LÒ PWR – VÒNG BẰNG PHẦN MỀM PCTRAN/ SFP LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÍ Thành phố Hồ Chí Minh – 2013 BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP HỒ CHÍ MINH Phạm Gia Khánh PHÂN TÍCH SỰ CỐ MẤT ĐIỆN BỂ CHỨA THANH NHIÊN LIỆU THẢI TỪ LÒ PWR – VÒNG BẰNG PHẦN MỀM PCTRAN/ SFP Chuyên ngành: Vật lí nguyên tử Mã số: 60 44 01 06 LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÍ NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: TS Võ Hồng Hải Thành phố Hồ Chí Minh - 2013 LỜI CẢM ƠN Luận văn kết trình học tập nghiên cứu trường Đại học Sư Phạm Thành phố Hồ Chí Minh Với tình cảm chân thành, tác giả xin gửi lời tri ân đến quý thầy cô giáo tham gia giảng dạy lớp cao học khóa 22 chuyên ngành Vật lí nguyên tử Đặc biệt tác giả xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc đến thầy hướng dẫn TS Võ Hồng Hải, người tận tình hướng dẫn, giúp đỡ tác giả nghiên cứu đề tài hoàn chỉnh luận văn Xin cảm ơn Phòng Sau đại học tạo điều kiện môi trường thuận lợi thời gian tác giả học tập nghiên cứu trường Cuối cùng, tác giả chân thành cảm ơn tất bạn bè, người thân động viên, có ý kiến đóng góp tạo điều kiện, môi trường làm việc tốt để tác giả hoàn thành luận văn Mặc dù thân cố gắng chắn luận văn không tránh khỏi thiếu sót, mong nhận ý kiến đóng góp, bổ sung quý thầy cô Thành phố Hồ Chí Minh, ngày 15 tháng 09 năm 2013 Tác giả luận văn Phạm Gia Khánh MỤC LỤC LỜI CẢM ƠN MỤC LỤC DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU, CÁC CHỮ VIẾT TẮT MỞ ĐẦU CHƯƠNG TỔNG QUAN VỀ CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU VÀ BỂ CHỨA NHIÊN LIỆU THẢI CHO NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN 1.1 Chu trình nhiên liệu nhà máy điện hạt nhân .7 1.1.1 Tổng quan chu trình nhiên liệu 1.1.2 Xử lý nhiên liệu thải 10 1.1.3 Xử lý chất thải phóng xạ 14 1.1.4 Các quy tắc biện pháp bảo vệ an toàn hạt nhân 16 1.2 Nhiên liệu thải 18 1.2.1 Cơ chế phản ứng phân hạch 18 1.2.2 Thành phần nhiên liệu thải 21 1.2.3 Nhiệt phân rã phóng xạ từ nhiên liệu thải 23 1.3 Bể nhiên liệu thải 25 1.3.1 Giới thiệu bể nhiên liệu thải 25 1.3.2 Nhiệt thủy động lực học bể nhiên liệu thải 28 1.3.3 Cấu tạo hoạt động bể nhiên liệu thải 32 1.3.4 Khả lưu trữ tính an toàn bể nhiên liệu thải 43 CHƯƠNG GIỚI THIỆU VỀ PHẦN MỀM PCTRAN/ SFP CỦA MICROSIMULATION TECHNOLOGY 47 2.1 Giới thiệu phần mềm PCTRAN/ SFP phiên 1.0.1 47 2.2 Hướng dẫn sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP .47 2.2.1 Giới thiệu giao diện phần mềm PCTRAN/ SFP 47 2.2.2 Cài đặt thiết lập chung 49 2.2.3 Theo dõi trình mô xử lý kết 55 CHƯƠNG KHẢO SÁT HOẠT ĐỘNG CỦA BỂ NHIÊN LIỆU THẢI THEO LƯU LƯỢNG NƯỚC LÀM MÁT VÀ PHÂN TÍCH SỰ CỐ MẤT ĐIỆN (LOSS OF AC POWER) BẰNG PHẦN MỀM PCTRAN/ SFP 60 3.1 Khảo sát hoạt động bể nhiên liệu thải theo lưu lượng nước trao đổi nhiệt vòng tuần hoàn thứ cấp 60 3.1.1 Thiết lập chạy mô 61 3.1.2 Kết mô phân tích 62 3.2 Khảo sát phân tích cố điện (loss of AC power) .65 3.2.1 Mô tả cố điện bể chứa nhiên liệu thải 65 3.2.2 Thiết lập cố chạy mô 65 3.2.3 Kết phân tích cố 67 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 80 TÀI LIỆU THAM KHẢO 82 PHỤ LỤC 84 DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU, CÁC CHỮ VIẾT TẮT Viết tắt AFR Tiếng Anh Away From Reactor AR At Reactor AGR BWR CANDU CFD CS/RHRS Advanced Gas cooled Reactor Boiling Water Reactor CANada Deuterium Uranium Computational Fluid Dynamics Containment Spray/Residual Heat Removal System Exclusion Area Boundary Fast Reactors Gas Cooled Reactor High-Efficiency Particulate Air International Atomic Energy Agency Low Enriched Uranium Loss Of Cool Low Population Zone Light Water Reactor MAGNOX EAB FR GCR HEPA IAEA LEU LOCA LPZ LWR MAGNOX MOX NFCIS PCTRAN PUREX PHWR PWR RBMK SFP SFPCPS SFPCS SFRs THORP VVER Mixed Oxide Fuel Nuclear Fuel Cycle Information System Personal Computer Transient Analyzer Plutonium and Uranium Recovery by Extraction Pressurized Heavy Water Reactor Pressurized Water Reactor Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy Spent Fuel Pool Spent Fuel Pit Cooling and Purification System Spent Fuel Pool Cooling System Spent Fuel Racks Thermal Oxide Reprocessing Plant Vodo Vodyanoi Energetichesky Reactor Tiếng Việt Lưu trữ nhiên liệu thải sau đưa khỏi nhà máy điện hạt nhân Lưu trữ nhiên liệu thải nhà máy điện hạt nhân Lò làm mát khí hệ II Anh Lò phản ứng nước sôi Lò nước nặng áp lực Canada Thủy động lực học Hệ thống phun làm mát khẩn cấp Ranh giới khu vực giới hạn Lò phản ứng dùng nơtron nhanh Lò dùng khí làm chất làm mát Bộ lọc khí hiệu suất cao Cơ quan lượng Nguyên tử quốc tế Urani làm giàu thấp Sự cố chất làm mát Khu vực dân cư thấp Lò phản ứng nước nhẹ Lò dùng Urani tự nhiên, CO2 chất làm mát, nước chất làm chậm Nhiên liệu hỗn hợp ôxít Hệ thống thông tin chu trình nhiên liệu hạt nhân Phần mềm mô máy tính cá nhân Phương pháp chiết lỏng-lỏng Lò phản ứng nước nặng áp lực Lò phản ứng nước nhẹ áp lực lò dùng than làm chất làm chậm, nước nhẹ chất làm mát Bể chứa nhiên liệu thải Hệ thống làm mát lọc chất cặn Hệ thống làm mát Các khay chứa nhiên liệu Nhà máy tái chế xử lý nhiên liệu thải Lò nước nhẹ áp lực Nga MỞ ĐẦU Hiện nay, tính cấp thiết nhu cầu lượng nên nhiên liệu hạt nhân ngày trở nên quan trọng ưu điểm: lượng nhiên liệu tiêu hao ít, đáp ứng nhu cầu lượng người vài trăm đến hàng ngàn năm tùy theo công nghệ nhiên liệu sử dụng Với kỹ thuật an toàn lò phản ứng hạt nhân hệ III III+ kiểu nước nhẹ áp lực (PWR – Pressurized Water Reactor), chế an toàn đảm bảo lò dập kịp thời cố xảy Tuy nhiên, phản ứng phân hạch dây chuyền dập sản phẩm sau phân hạch tiếp tục phân rã theo phóng xạ chuỗi, tỏa lượng làm cho lò phản ứng tiếp tục bị nóng lên gây tai nạn lò không liên tục làm mát kịp thời Điều cho thấy nhiên liệu sau phân hạch (nhiên liệu thải) chứa đựng nguy gây tai nạn không xử lý bảo quản cách, đặc biệt nhiên liệu vừa lấy từ lò sau chu kì hoạt động (có chứa chất phóng xạ hoạt độ cao) Các nhiên liệu lấy khỏi lò phản ứng đưa vào bể chứa nhiên liệu thải (SFP – Spent Fuel Pool) để che chắn phóng xạ làm mát thời gian dài trước đưa lưu trữ, xử lý giai đoạn Phần mềm PCTRAN/ SFP (Personal Computer Transient Analyzer/ Spent Fuel Pool) phiên 1.0.1 mô bể chứa nhiên liệu thải lò phản ứng nước nhẹ áp lực Phần mềm quan lượng nguyên tử quốc tế (IAEA – International Atomic Energy Agency) đặt hãng Micro Simulation Technology viết nhằm mục đích mô hoạt động cố xảy bể chứa nhiên liệu thải nhà máy điện hạt nhân nước nhẹ áp lực (PWR) Trong phạm vi luận văn tập trung giải vấn đề sau: - Tìm hiểu chu trình nhiên liệu hạt nhân phân tích thành phần, thuộc tính nhiên liệu qua sử dụng (nhiên liệu thải) - Tìm hiểu cấu trúc chế hoạt động bể chứa nhiên liệu thải (SFP) - Tìm hiểu cách sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP, theo dõi hoạt động bể thay đổi lưu lượng nước vòng tuần hoàn thứ cấp trao đổi nhiệt mô cố bể chứa nhiên liệu thải điện (Loss of AC Power) - Vẽ đồ thị phân tích kết mô thu - Vận dụng lý thuyết để giải thích kết mô cố điện bể chứa nhiên liệu thải Nhận xét mức độ ảnh hưởng cố điện bể chứa nhiên liệu thải đến sức khỏe người môi trường, liên hệ với cố điện bể chứa nhiên liệu thải số 4, nhà máy điện hạt nhân Fukushima – Nhật Bản năm 2011 Hai nhà máy điện hạt nhân loại PWR xây dựng Ninh Thuận Do đó, việc đào tạo nhân lực điện hạt nhân vấn đề cấp thiết Một số trường (trong có đại học Khoa Học Tự Nhiên) chuẩn bị mở chuyên ngành đào tạo điện hạt nhân Trong bối cảnh đào tạo nhân lực cho điện hạt nhân thiếu điều kiện thực tiễn (chỉ có lò nghiên cứu Đà Lạt) cố điện hạt nhân thí nghiệm thực tế nên việc tìm hiểu, sử dụng phần mềm mô điện hạt nhân có độ tin cậy cao để đưa vào giảng dạy cần thiết Đề tài bước đầu tìm hiểu việc xử lý nhiên liệu qua sử dụng sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP mô cố SFP nhằm góp phần làm tài liệu cho công tác tìm hiểu, giảng dạy đào tạo nhân lực điện hạt nhân Việt Nam CHƯƠNG TỔNG QUAN VỀ CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU VÀ BỂ CHỨA NHIÊN LIỆU THẢI CHO NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN 1.1 Chu trình nhiên liệu nhà máy điện hạt nhân 1.1.1 Tổng quan chu trình nhiên liệu 1.1.1.1 Nhiên liệu hạt nhân: Hầu toàn nhiên liệu sử dụng lò phản ứng hạt nhân thương mại sử dụng dạng rắn Nhiên liệu hạt nhân sử dụng lò phản ứng nước nhẹ bột UO2 đóng thành viên hình trụ (pellet) Các viên nhiên liệu cao khoảng 0,4 đến 0,65 inch (từ đến 1,65 cm) có đường kính khoảng 0,3 đến 0,5 inch (0,8 đến 1,25 cm) nạp vào ống làm Zicaloy (hợp kim Zirconi) tạo thành nhiên liệu Các nhiên liệu đóng gói chung với tạo thành bó nhiên liệu Các bó nhiên liệu có cạnh khoảng đến inch (15 – 23 cm) Giữa nhiên liệu cách 0,12 đến 0,18 inch (0,3 đến 0,45 cm) để nước làm mát chảy qua Các bó nhiên liệu lò phản ứng nước sôi (PWR) chứa từ 49 đến 63 nhiên liệu Còn lò nước áp lực (PWR), số nhiên liệu sử dụng bó từ 164 đến 264 Tùy thuộc vào thiết kế lò phản ứng, lò thường sử dụng khoảng 190 đến 750 bó nhiên liệu, bó nặng khoảng 275 đến 685 kg đặt lõi lò phản ứng Các nhiên liệu lúc an toàn, chúng không cần làm mát che chắn phóng xạ mà vận chuyển dễ dàng 1.1.1.2 Lựa chọn chu trình nhiên liệu hạt nhân Theo Hệ thống thông tin chu trình nhiên liệu hạt nhân (NFCIS – Nuclear Fuel Cycle Information System): chu trình nhiên liệu hạt nhân tập hợp quy trình hoạt động cần thiết để sản xuất nhiên liệu hạt nhân, phân hạch lò phản ứng, lưu trữ, tái chế xử lý nhiên liệu thải Chu trình nhiên liệu hạt nhân sử dụng tùy thuộc vào loại lò phản ứng, nhiên liệu sử dụng có tái chế nhiên liệu hay không Hình 1.1 Sơ đồ đơn giản loại chu trình nhiên liệu [10] Hình 1.2 Lưu đồ chu trình nhiên liệu hạt nhân điển hình [10] Có hai loại chu trình nhiên liệu: Chu trình nhiên liệu hạt nhân mở (nhiên liệu hạt nhân không tái chế) chu trình nhiên liệu hạt nhân khép kín (tái sử dụng vật liệu hạt nhân chiết suất từ bó nhiên liệu thải) Việc lựa chọn chu trình nhiên liệu hạt nhân mở hay khép kín phụ thuộc vào sách quốc gia Hình 1.1 trình bày sơ đồ đơn giản chu trình nhiên liệu hạt nhân hình 1.2 trình bày chi tiết chu trình nhiên liệu mở khép kín Ngoài dạng chu trình điển hình có nghiên cứu chu trình nhiên liệu khác: GNEP, DUPIC, ADS, P&T… [10] Tất nghiên cứu nhằm mục tiêu sử dụng hiệu nguồn tài nguyên giảm lượng chất thải phóng xạ  Chu trình nhiên liệu mở (opened fuel cycle) Nguyên tắc chu trình nhiên liệu mở vật liệu hạt nhân qua lò phản ứng lần Sau phân hạch, nhiên liệu giữ bể nhiên liệu thải lò phản ứng, sau đưa lưu trữ lâu dài nhiên liệu thải đạt tiêu chuẩn phóng xạ Tuy nhiên, chưa có giải pháp thống cho việc lưu trữ vĩnh viễn loại nhiên liệu thải Dựa vào hình 1.2, thấy lò nước nặng áp lực (PHWR – Pressurized Heavy Water Reactor) lò dùng than làm chất làm chậm, nước nhẹ chất làm mát (RBMK - Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy) sử dụng chu trình nhiên liệu mở  Chu trình nhiên liệu khép kín (closed fuel cycle) Trong chu trình nhiên liệu khép kín, bó nhiên liệu thải sau lưu trữ bể nhiên liệu thải thời gian đưa tái chế để trích xuất Plutoni Urani lại Urani Plutoni tái chế tiếp tục sử dụng sản xuất nhiên liệu cho lò phản ứng Chu trình nhiên liệu khép kín thường sử dụng lò phản ứng nước nhẹ (LWR – Light Water Reactor) dạng nhiên liệu hỗn hợp ôxít (MOX – Mixed Oxide Fuel) Ngoài việc tái chế nhiên liệu cho lò phản ứng nước nhẹ trên, chu trình nhiên liệu khép kín khác tái chế Urani Plutoni từ nhiên liệu thải lò phản ứng dùng nơtron nhanh (FR – Fast Reactors) đem lại lượng Plutoni lớn 1.1.1.3 Các giai đoạn chu trình nhiên liệu hạt nhân Các giai đoạn chu trình nhiên liệu hệ thống phụ lục Chu trình nhiên liệu hạt nhân bắt đầu với việc khai thác quặng Urani kết thúc với việc xử lý vật liệu tạo chu trình Vì nguyên nhân thực tế chu trình chia thành hai giai đoạn chính: sản xuất nhiên liệu – trước phân hạch (front-end) xử lý nhiên liệu – sau phân hạch (back-end) Giai đoạn trước phân hạch (front-end) bao gồm bước: Thăm dò quặng Urani: hoạt động liên quan đến việc phát phân tích - nguồn quặng Urani để sản xuất nhiên liệu hạt nhân Khai thác quặng Urani: hoạt động liên quan đến việc khai thác quặng Urani từ - mỏ Chế biến quặng Urani: hoạt động liên quan đến trình nghiền tinh chế - quặng Urani để tạo thành bánh vàng chứa 80% đến 90% U3O8 Chuyển đổi: hoạt động liên quan đến việc tinh chế chuyển đổi sang dạng phù - hợp với loại nhiên liệu cho kiểu lò phản ứng Làm giàu: hoạt động liên quan đến việc làm giàu UF6 đồng vị để có U-235 - với tỉ lệ làm giàu (so với U-238) thích hợp Dùng Urani để chế tạo nhiên liệu: hoạt động liên quan đến việc sản xuất nhiên - liệu hạt nhân dùng lò phản ứng Các bó nhiên liệu hạt nhân đưa vào lò phản ứng kích hoạt chùm nơtron nhiệt Phản ứng phân hạch dây chuyền xảy với lượng tỏa Các bó nhiên liệu lò phản ứng nước nhẹ sử dụng đến năm trước thay Và lò làm mát khí hệ I Anh (GCR – Gas Cooled Reactor) lò áp lực nước nặng nhiên liệu cần thay sau năm Giai đoạn sau phân hạch (back-end) bao gồm bước: Lưu trữ nhiên liệu thải nhà máy điện hạt nhân (AR – At Reactor): hoạt động liên quan đến việc lưu trữ nhiên liệu thải lò phản ứng (lưu trữ bể nhiên liệu thải) Lưu trữ nhiên liệu thải sau đưa khỏi nhà máy điện hạt nhân (AFR – Away From Reactor) bao gồm việc lưu trữ tạm thời bó nhiên liệu sau đưa khỏi bể nhiên liệu thải phương pháp lưu trữ khô ướt Tái chế nhiên liệu tái sản xuất: hoạt động liên quan đến việc trích xuất thành phần bó nhiên liệu thải để tái sử dụng lò phản ứng Các hoạt động lưu trữ nhiên liệu lâu dài mà ý định thu hồi 1.1.2 Xử lý nhiên liệu thải 1.1.2.1 Lưu trữ nhiên liệu thải Công nghệ sử dụng việc lưu trữ nhiên liệu hạt nhân thải nhằm ba mục đích chính: 10 - Làm mát nhiên liệu để ngăn chặn nhiệt độ nhiên liệu tăng lên cao phân rã phóng xạ - Che chắn phóng xạ cho nhân viên làm việc khu vực lưu trữ cộng đồng dân cư xung quanh - Ngăn chặn nguy nhiên liệu đạt đến trạng thái tới hạn làm xảy phản ứng phân hạch hạt nhân dây chuyền không kiểm soát (nổ hạt nhân) Các bó nhiên liệu thải lấy khỏi lò phản ứng lưu trữ bể nước gọi bể chứa nhiên liệu thải Nước bể làm nhiệm vụ che chắn phóng xạ, làm mát bể thu lại tất khí phóng xạ trường hợp nhiên liệu bị rò rỉ Hình dạng nhiên liệu chất hấp thụ nơtron (như boron, hafni cadmi) giúp ngăn chặn nhiên liệu đạt trạng thái tới hạn Nước bể chứa nhiên liệu thải bơm qua phận trao đổi nhiệt để làm mát lọc trao đổi ion để giữ lại hạt nhân phóng xạ chất cặn nước Các bó nhiên liệu thải phải lưu trữ bể chứa năm trước đem lưu trữ khô Khi bể chứa nhiên liệu thải đầy, bó nhiên liệu cũ có nhiệt phân rã thấp chuyển sang bể chứa khác chuyển sang lưu trữ khô Nhiệt sinh từ nhiên liệu thải thùng lưu trữ khô loại bỏ đối lưu không khí xạ nhiệt Lúc này, nhiên liệu vận chuyển cần làm mát chủ động (active cooling) Việc làm mát chủ động cần thực ba năm kể từ nhiên liệu thải lấy khỏi lò phản ứng [21]  Lưu trữ ướt Trong việc lưu trữ nhiên liệu thải, hình thức lưu trữ ướt – lưu trữ bể nhiên liệu thải – chiếm ưu sử dụng rộng rãi Lưu trữ ướt phương pháp để lưu trữ hầu hết lượng nhiên liệu từ lò phản ứng nước nhẹ (LWR) Công nghệ chứng minh phù hợp việc đáp ứng yêu cầu che chắn làm mát nhiên liệu thải Cấu tạo hoạt động bể nhiên liệu thải đề cập chi tiết mục 1.3  Lưu trữ khô Hình thức lưu trữ khô (nhiên liệu thải chứa thùng khô) ngày sử dụng nhiều "tính động khả lưu trữ nó" [9] 11 Hình 1.3 Hệ thống lưu trữ khô nhiên liệu thải nhà máy điện hạt nhân Embalse [11] Trong phương pháp cất giữ thùng khô, nhiên liệu sử ngâm bể nước vài năm (nhiệt phân rã giảm), sau cho vào thùng kín cất kho mặt đất Phương pháp kinh tế phương pháp lưu trữ bể nước Có loại kết cấu thường sử dụng cho hệ thống lưu trữ khô [8]  Dạng thùng xe tải (Generic Truck Cask) – hình 1.4: - Tổng trọng lượng (bao gồm nhiên liệu): 50.000 pounds (25 tấn) - Đường kính thùng: feet - Đường kính tổng thể: feet - Chiều dài tổng thể: 20 feet - Công suất: lên đến Bó nhiên liệu (assemblies fuel) PWR Bó nhiên liệu BWR (Boiling Water Reactor)  Dạng thùng chắn (Generic Rail Cask) – hình 1.5: - Tổng trọng lượng (bao gồm nhiên liệu): 250.000 pound (125 tấn) - Đường kính thùng: feet - Đường kính tổng thể (bao gồm bị giới hạn tác động): 11 feet - Chiều dài tổng thể (bao gồm bị giới hạn tác động): 25 feet - Công suất: lên đến 26 bó nhiên liệu PWR 61 Bó nhiên liệu BWR 12 Hình 1.4 Cấu trúc thùng lưu trữ khô Hình 1.5 Cấu trúc thùng lưu trữ khô dạng thùng xe tải dạng thùng chắn Ngoài người ta sử dụng thùng bê tông, cốt thép để lưu trữ cố định Hình 1.6 trái thùng chắn bê tông hoàn thiện Hình 1.6 cốt thép thùng đổ bê tông Hình 1.6 phải sơ đồ mặt cắt thùng bê tông Hình 1.6 Thùng lưu trữ khô bê tông 1.1.2.2 Tái chế nhiên liệu Nhiên liệu thải (spent fuel) chứa 95% U-238, 1% Pu, 1% U-235 nên việc tái chế nhiên liệu qua sử dụng cần thiết hữu ích, vừa giúp sử dụng nguồn nhiên liệu hiệu giảm phần lớn lượng chất thải phóng xạ có chu kỳ bán rã lớn (họ Actini) Mục đích việc tái chế nhiên liệu nhằm: - Thu hồi U, Pu Th để tái sử dụng làm nhiên liệu hạt nhân - Tách riêng sản phẩm phân hạch phóng xạ sản phẩm phân hạch hấp thụ nơtron - Phân loại chuyển đổi chất thải phóng xạ, sau chuyển sang hình thức lưu trữ phù hợp nhằm giảm tải giúp cho việc lưu trữ hiệu quả, an toàn 13 Phương pháp tái chế nhiên liệu hạt nhân sử dụng phổ biến phương pháp PUREX (Plutonium and Uranium Recovery by Extraction) phương pháp chiết lỏng-lỏng với nguyên tắc mô tả hình 1.7 Hình 1.7 Sơ đồ nguyên lý tái chế nhiên liệu hạt nhân phương pháp PUREX Sản phẩm trình tái chế hỗn hợp Plutoni Urani ôxít với thành phần 3% đến 7% PuO2 lại UO2 (nhiên liệu MOX-Mixed oxide fuel) Nhiên liệu MOX trộn với nhiên liệu Urani làm giàu thấp (LEU – Low-Enriched Uranium) với tỉ lệ 1/3 MOX 2/3 LEU sau sử dụng làm nhiên liệu cho lò phản ứng nước nhẹ 1.1.3 Xử lý chất thải phóng xạ Trong nhà máy điện hạt nhân, nơi sinh chất phóng xạ chủ yếu lò phản ứng hoạt động sau: - Nhiên liệu Urani phân hạch tạo chất phóng xạ khác - Các chất bên thùng lò phản ứng bị phóng xạ hoá tác động nơtron tạo chất phóng xạ (sản phẩm kích hoạt) Bên cạnh đó, thiết bị, dụng cụ bảo hộ sau sử dụng, nước, không khí lò phản ứng bể nhiên liệu thải bị nhiễm xạ 14 Người ta phân loại chất thải phóng xạ theo hoạt độ: hoạt độ cao, trung bình, thấp theo dạng chất thải: rắn, lỏng, khí để có biện pháp xử lý thích hợp loại 1.1.3.1 Chất thải rắn Hình 1.8 mô tả nguyên tắc thông thường xử lý chất thải phóng xạ hoạt độ cao Việc xử lý chất thải hoạt độ cao chưa có biện pháp triệt cất giữ lâu dài sở chôn chất thải phóng xạ lòng đất hình 1.9 Những loại có hoạt độ phóng xạ tương đối cao cặn lọc, nhựa trao đổi ion thải giữ thùng chứa thời gian dài, đến hoạt độ phóng xạ giảm xuống, chúng dồn vào thùng phuy chuyên dụng Những chất thải rắn có hoạt độ phóng xạ thấp giấy, vải nén lại đem đốt, tro đựng thùng bảo quản an toàn kho chất thải phóng xạ dạng rắn Hình 1.8 Cách xử lý chất thải phóng xạ hoạt độ cao thông thường 15 Hình 1.9 Sơ đồ chôn giữ ngầm chất thải phóng xạ hoạt độ cao 1.1.3.2 Chất thải lỏng Chất thải lỏng có độ phóng xạ cực thấp kiểm tra nồng độ phóng xạ xác nhận an toàn thải biển Các chất thải dạng lỏng khác, sau lọc khử muối thiết bị lọc nhựa trao đổi ion cô đặc thiết bị bay hơi, nước tái sử dụng dịch cô đặc trộn vào bê tông nhựa đường dồn vào thùng phuy chuyên dụng để cất giữ bảo quản kho chất thải phóng xạ dạng rắn 1.1.3.3 Chất thải khí Chất thải dạng khí, trước hết làm giảm hoạt độ phóng xạ thiết bị bể giảm hoạt độ thiết bị lọc khí than hoạt tính Sau đó, khí qua thiết bị lọc để loại bỏ chất dạng hạt, kiểm tra nồng độ phóng xạ xác nhận an toàn thải không khí [2] 1.1.4 Các quy tắc biện pháp bảo vệ an toàn hạt nhân Trong an toàn hạt nhân, việc đảm bảo tính bền vững nhiên liệu quan trọng Nếu nhiên liệu không bị hỏng sản phẩm phân hạch phóng xạ bị nhốt kín bên vỏ bọc nhiên liệu, lượng thoát bên 16 Một cách hữu hiệu giảm thiểu lượng chất ăn mòn thoát từ thùng chứa, ống, bơm, van hệ thống sơ cấp lò phản ứng Để làm điều này, người ta sử dụng vật liệu chống ăn mòn mạnh áp dụng kỹ thuật việc quản lý chất lượng nước để hạn chế tối đa khả ăn mòn Hơn nữa, việc lựa chọn vật liệu có hàm lượng Coban quan trọng Coban dễ bị kích hoạt tạo thành sản phẩm phóng xạ Chất thải phóng xạ nên cất giữ bảo quản tối đa bên khu vực nhà máy để quản lý bảo quản cách an toàn Cần tính toán lượng chất thải phóng xạ sinh thời gian vận hành để lựa chọn địa điểm đủ rộng cho việc cất giữ chất thải Ngoài ra, nhân viên nhà máy trang bị dụng cụ bảo hộ để che chắn phóng xạ đề quy tắc an toàn hình 1.10, 1.11 1.12 [2] Hình 1.10 Các dụng cụ bảo hộ khỏi Hình 1.11 Khu vực kiểm soát hạn chế phóng xạ truy nhập 17 Hình 1.12 Trang thiết bị bảo vệ nhiên liệu hạt nhân Khi xảy cố hạt nhân cần đánh giá mức độ xác để đề biện pháp ứng phó kịp thời (tham khảo thang đánh giá cố hạt nhân phụ lục 6) 1.2 Nhiên liệu thải Nhiên liệu trước phân hạch có hoạt độ phóng xạ cực thấp an toàn, tiếp xúc bình thường mà không cần bảo vệ Nhiên liệu Urani dioxit bao gồm hai đồng vị Urani: nhiên liệu hạt nhân dùng kiểu lò PWR chứa khoảng 3–5% U-235 thành phần để trì phản ứng phân hạch dây chuyền, khoảng 95–97% U-238 Trong lò phản ứng U-238 bắt nơtron nhanh tạo thành Plutoni Khi vật liệu phân hạch phân rã đến mức không lợi ích mặt kinh tế (thường sau khoảng 4,5 đến năm hoạt động) [20] Các bó nhiên liệu lấy khỏi lõi lò phản ứng gọi bó nhiên liệu thải (spent fuel assembly) Các bó nhiên liệu thải nguy hiểm có hoạt độ phóng xạ cao (phát xạ nhiều gamma nơtron) tiếp tục sinh nhiều nhiệt (gọi nhiệt lượng phân rã) Nhiệt phóng xạ từ sản phẩm phân hạch, sản phẩm kích hoạt họ Actini phân rã Do đó, việc làm mát, che chắn phóng xạ xử lý từ xa bó nhiên liệu thải cần thiết 1.2.1 Cơ chế phản ứng phân hạch 18 [...]... khi phân hạch (back-end) bao gồm các bước: Lưu trữ nhiên liệu thải tại nhà máy điện hạt nhân (AR – At Reactor): các hoạt động liên quan đến việc lưu trữ nhiên liệu thải trong lò phản ứng (lưu trữ trong các bể nhiên liệu thải) Lưu trữ nhiên liệu thải sau khi đưa ra khỏi nhà máy điện hạt nhân (AFR – Away From Reactor) bao gồm việc lưu trữ tạm thời các bó nhiên liệu sau khi được đưa ra khỏi bể nhiên liệu. .. nhiên liệu thải bằng phương pháp lưu trữ khô hoặc ướt Tái chế nhiên liệu và tái sản xuất: các hoạt động liên quan đến việc trích xuất các thành phần trong các bó nhiên liệu thải để tái sử dụng trong lò phản ứng Các hoạt động lưu trữ nhiên liệu lâu dài mà không có ý định thu hồi 1.1 .2 Xử lý nhiên liệu thải 1.1 .2. 1 Lưu trữ nhiên liệu thải Công nghệ sử dụng trong việc lưu trữ nhiên liệu hạt nhân thải nhằm... trong nước Các bó nhiên liệu thải phải được lưu trữ trong các bể chứa ít nhất một năm trước khi được đem đi lưu trữ khô Khi bể chứa nhiên liệu thải đầy, các bó nhiên liệu cũ có nhiệt phân rã thấp được chuyển sang bể chứa khác hoặc được chuyển sang lưu trữ khô Nhiệt sinh ra từ nhiên liệu thải trong các thùng lưu trữ khô được loại bỏ do đối lưu không khí và bức xạ nhiệt Lúc này, nhiên liệu có thể được... khô bằng bê tông 1.1 .2. 2 Tái chế nhiên liệu Nhiên liệu thải (spent fuel) còn chứa 95% U -23 8, 1% Pu, 1% U -23 5 nên việc tái chế nhiên liệu qua sử dụng là hết sức cần thiết và hữu ích, vừa giúp sử dụng nguồn nhiên liệu hiệu quả hơn và giảm phần lớn lượng chất thải phóng xạ có chu kỳ bán rã rất lớn (họ Actini) Mục đích của việc tái chế nhiên liệu nhằm: - Thu hồi U, Pu và Th để tái sử dụng làm nhiên liệu. .. quả nguồn tài nguyên và giảm lượng chất thải phóng xạ  Chu trình nhiên liệu mở (opened fuel cycle) Nguyên tắc của chu trình nhiên liệu mở là các vật liệu hạt nhân đi qua lò phản ứng chỉ một lần Sau khi phân hạch, nhiên liệu được giữ tại bể nhiên liệu thải trong lò phản ứng, sau đó được đưa đi lưu trữ lâu dài khi nhiên liệu thải đạt các tiêu chuẩn về phóng xạ Tuy nhiên, hiện nay vẫn chưa có giải pháp... chủ động này cần được thực hiện ít nhất ba năm kể từ khi nhiên liệu thải được lấy ra khỏi lò phản ứng [21 ]  Lưu trữ ướt Trong việc lưu trữ nhiên liệu thải, hình thức lưu trữ ướt – lưu trữ trong các bể nhiên liệu thải – vẫn đang chiếm ưu thế và được sử dụng rộng rãi Lưu trữ ướt vẫn đang là phương pháp chính để lưu trữ hầu hết lượng nhiên liệu từ các lò phản ứng nước nhẹ (LWR) Công nghệ này được chứng... được lưu trữ trong các bể nước được gọi là bể chứa thanh nhiên liệu thải Nước trong bể làm nhiệm vụ che chắn phóng xạ, làm mát và bể thu lại tất cả các khí phóng xạ trong trường hợp nhiên liệu bị rò rỉ Hình dạng của nhiên liệu và chất hấp thụ nơtron (như boron, hafni và cadmi) giúp ngăn chặn nhiên liệu đạt trạng thái tới hạn Nước trong bể chứa nhiên liệu thải được bơm qua bộ phận trao đổi nhiệt để... vệ Nhiên liệu Urani dioxit cơ bản bao gồm hai đồng vị của Urani: nhiên liệu hạt nhân dùng trong kiểu lò PWR chứa khoảng 3–5 % U -23 5 là thành phần chính để duy trì phản ứng phân hạch dây chuyền, khoảng 9 5–9 7% là U -23 8 Trong lò phản ứng U -23 8 có thể bắt nơtron nhanh tạo thành Plutoni Khi vật liệu phân hạch đã phân rã đến mức không còn lợi ích về mặt kinh tế (thường sau khoảng 4,5 đến 6 năm hoạt động) [20 ]... tái chế nhiên liệu hạt nhân bằng phương pháp PUREX Sản phẩm của quá trình tái chế là hỗn hợp của Plutoni và Urani ôxít với thành phần 3% đến 7% PuO2 và còn lại là UO2 (nhiên liệu MOX-Mixed oxide fuel) Nhiên liệu MOX được trộn với nhiên liệu Urani làm giàu thấp (LEU – Low-Enriched Uranium) với tỉ lệ 1/3 MOX và 2/ 3 LEU sau đó sử dụng làm nhiên liệu cho các lò phản ứng nước nhẹ 1.1.3 Xử lý chất thải phóng... các bể nhiên liệu thải một thời gian sẽ được đưa đi tái chế để trích xuất Plutoni và Urani còn lại Urani và Plutoni tái chế này tiếp tục được sử dụng sản xuất nhiên liệu cho các lò phản ứng Chu trình nhiên liệu khép kín thường được sử dụng trong các lò phản ứng nước nhẹ (LWR – Light Water Reactor) dưới dạng nhiên liệu hỗn hợp ôxít (MOX – Mixed Oxide Fuel) Ngoài việc tái chế nhiên liệu cho các lò phản