ỨNG DỤNG PHẦN MỀM BWRV3 VÀO MÔ PHỎNG VÀ KHẢO SÁT MỘT SỐ SỰ CỐ TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN NƯỚC SÔI (BWR) 1300 MW(e)

ỨNG DỤNG PHẦN MỀM BWRV3 VÀO MÔ PHỎNG VÀ KHẢO SÁT MỘT SỐ SỰ CỐ TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN NƯỚC SÔI (BWR) 1300 MW(e) Với tình hình nhu cầu về năng lượng trên thế giới nói chung và Việt Nam nói riêng hiện nay đang tăng cao trong khi các nguồn cung cấp năng lượng cũ (thủy điện, nhiệt điện…) đã không còn đáp ứng đủ và kịp thời cho sản xuất và sinh hoạt, thì việc khai thác những nguồn năng lượng mới là một đòi hỏi tất yếu của xã hội.

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH

TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

NGUYỄN NGUYỆT ANH

ỨNG DỤNG PHẦN MỀM BWR-V3 VÀO MÔ PHỎNG VÀ KHẢO SÁT MỘT SỐ SỰ CỐ TRONG LÒ PHẢN ỨNG

HẠT NHÂN NƯỚC SÔI (BWR) 1300 MW(e)

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ

Tp Hồ Chí Minh - Năm 2014

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH

TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

NGUYỄN NGUYỆT ANH

ỨNG DỤNG PHẦN MỀM BWR-V3 VÀO MÔ PHỎNG VÀ KHẢO SÁT MỘT SỐ SỰ CỐ TRONG LÒ PHẢN ỨNG

HẠT NHÂN NƯỚC SÔI (BWR) 1300 MW(e)

Chuyên ngành: Vật Lý Nguyên tử, Hạt nhân và Năng lượng cao

Mã số chuyên ngành: 60 44 05

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ

Người hướng dẫn khoa học:

TS LÊ BẢO TRÂN

Tp Hồ Chí Minh - Năm 2014

LỜI CẢM ƠN

 

Luận văn này là kết quả của quá trình học tập và nghiên cứu tại Trường Đại học Khoa học Tự nhiên Tp Hồ Chí Minh Để hoàn thành được đề tài, tác giả đã nhận được rất nhiều sự giúp đỡ của các thầy cô, các anh chị, bạn bè đồng khóa tại

Bộ môn Vật lý Hạt nhân Đó là những chia sẻ vô cùng quý báu đối với tác giả Thông qua luận văn, tác giả xin được gửi lời tri ân chân thành tới các thầy cô, xin cảm ơn các anh chị, bạn bè đã luôn động viên, hỗ trợ tác giả trong suốt quá trình thực hiện nghiên cứu

Đặc biệt, tác giả xin gửi lời cảm ơn sâu sắc tới cô hướng dẫn TS Lê Bảo Trân, người đã luôn quan tâm, đóng góp ý kiến, giúp đỡ tận tình và tạo điều kiện để luận văn được hoàn thành

Dù đã có nhiều cố gắng tuy nhiên luận văn không tránh khỏi những thiếu sót, rất mong nhận được những ý kiến bổ sung từ các thầy cô, các anh chị, bạn bè để nghiên cứu được hoàn thiện

TP Hồ Chí Minh, ngày 02 tháng 09 năm 2014

Nguyễn Nguyệt Anh

MỤC LỤC

LỜI CẢM ƠN i

MỤC LỤC ii

DANH MỤC CÁC CHỮ VIẾT TẮT iv

DANH MỤC CÁC BẢNG vi

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ vii

MỞ ĐẦU x

CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN 1

1.1 Vật lý lò phản ứng hạt nhân 1

1.1.1 Neutron trong lò phản ứng 1

1.1.2 Tán xạ và hấp thụ Neutron 2

1.1.3 Phản ứng phân hạch hạt nhân 3

1.1.4 Phản ứng dây chuyền và nguyên tắc làm việc của lò phản ứng hạt nhân 8 1.2 Cơ sở vật lý trong điều khiển lò phản ứng 11

1.2.1 Độ phản ứng 11

1.2.2 Các yếu tố ảnh hưởng tới độ phản ứng 11

1.2.3 Động học lò phản ứng 17

1.3 Lò phản ứng hạt nhân nước sôi BWR 1300MW(e) 21

1.3.1 Nguyên tắc hoạt động chung 21

1.3.2 Cấu trúc lò phản ứng nước sôi 22

1.3.3 Các hệ thống an toàn lò phản ứng 23

CHƯƠNG 2: CHƯƠNG TRÌNH MÔ PHỎNG SỰ CỐ BWR-V3 27

2.1 Giới thiệu về phần mềm BWR-V3 27

2.2 Cài đặt và chạy mô phỏng 27

2.4 Các giao diện mô phỏng 28

2.4.1 Giao diện tổng quan lò 29

2.4.2 Giao diện các chu trình điều khiển lò 32

2.4.3 Bản đồ công suất/lưu lượng và các chức năng điều khiển BWR 34

2.4.4 Giao diện độ phản ứng và điều khiển lò 40

2.4.5 Giao diện các tham số dập lò 42

2.4.6 Giao diện máy phát tua-bin 43

2.4.7 Giao diện cấp nước và tách hơi 44

2.4.8 Hệ thống rào chắn bảo vệ lò 46

CHƯƠNG 3: MÔ PHỎNG MỘT SỐ SỰ CỐ 48

3.1 Sự cố giảm lưu lượng tải nhiệt vùng hoạt do lỗi điều khiển 48

3.1.1 Mô tả sự cố 48

3.1.2 Mô phỏng sự cố trên BWR-V3 48

3.1.3 Phân tích kết quả 54

3.2 Van điều khiển mực nước cấp bị lỗi mở 59

3.2.1 Mô tả sự cố 59

3.2.2 Mô phỏng sự cố trên BWR-V3 59

3.2.3 Phân tích kết quả 63

3.3 Sự cố vỡ thùng lò phản ứng mức trung bình – LOCA 800 kg/s 66

3.3.1 Mô tả sự cố 66

3.3.2 Mô phỏng trên BWR-V3 66

3.3.3 Phân tích kết quả 70

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 76

TÀI LIỆU THAM KHẢO 78

BWR Boiling Water Reactor – Lò phản ứng hạt nhân nước sôi

PWR Pressuried Water Reactor – Lò phản ứng nước áp lực

Hệ thống

CRDH Control rod drive hydraulic subsystem – Bộ điều khiển thủy lực phụ CST Condensate Storage Tank – Bể chứa chất lỏng dự trữ

EHC Electrohydraulic Control System – Bộ điều khiển thủy điện

FMCRD Fine Motion Control Rod Drive – Thiết bị định vị thanh điều khiển

HCU Hydraulic Control Unit – Thiết bị điều khiển thủy lực

HPCF High Pressure Coolant Flooder – Hệ thống phun chất tải nhiệt cao áp HPHX High Pressure Heaters – Hệ nung nhiệt cao áp

HP-MV High Pressure heater motorized valves – Van điều chỉnh nung nhiệt cao

áp

LPCF Low Pressure Coolant flooder – Hệ thống phun chất tải nhiệt thấp áp MSR Moisture Separator and Reheater - Máy tách ẩm và gia lại nhiệt

RCIC Reactor Core Isolated Coolant – Hệ thống làm mát dự phòng

RPC Reactor Pressure Control unit – Bộ điều áp

RPS Reactor Protection System – Hệ thống bảo vệ lò phản ứng

SRVs Safety Relief Valves – Van xả áp an toàn

TCV Turbine Control Valve – Van điều khiển tua-bin

Sự cố

LOCA Loss of Coolant Accident – Tai nạn mất chất tải nhiệt

FWLCVO Feedwater Level Control Valve Open – Van điều khiển mực nước cấp

mở

Thông số, trạng thái

FP Full Power – Công suất toàn phần (Công suất tối đa trên danh nghĩa)

IC Initial Conditions – Chế độ điều kiện ban đầu

TAF Tof of Fuel – Đỉnh thanh nhiên liệu

DANH MỤC CÁC BẢNG

Bảng 1.1: Tiết diện các phản ứng (barn) tại năng lượng neutron 0.025eV 3

Bảng 1.2: Năng lượng ngưỡng Eng và năng lượng liên kết B đối với các hạt nhân phân hạch 5

Bảng 1.3: Số trung bình các neutron sinh ra do phân hạch ν 8

Bảng 2.1: Các tín hiệu cảnh báo trên màn hình 31

Bảng 3.1: Các bước tăng công suất bơm nội bộ và công suất lò 52

Bảng 3.2: Sự thay đổi của các thông số lò trong sự cố LOCA 800kg/s 70

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ

Hình 1.1: Sự phụ thuộc σie vào năng lượng neutron 2

Hình 1.2: Mô hình cơ chế phân hạch hạt nhân 4

Hình 1.3: Sự phụ thuộc số mảnh vỡ phân hạch 235U bởi neutron nhiệt 7

Hình 1.4: Mô hình phát triển của phản ứng dây chuyền 9

Hình 1.5: Sơ đồ hoạt động của lò phản ứng hạt nhân nước sôi 21

Hình 1.6: Các kiểu thiết kế tòa nhà lò phản ứng nước sôi 25

Hình 2.1: Giao diện Tổng quan phần mềm BWR-V3 29

Hình 2.2: Giao diện Các chu trình điều khiển lò 33

Hình 2.3: Giao diện Bản đồ Công suất/Lưu lượng 35

Hình 2.4: Giao diện Độ phản ứng và Điều khiển lò 40

Hình 2.5: Giao diện Các tham số dập lò 42

Hình 2.6: Giao diện Máy phát tua-bin 44

Hình 2.7: Giao diện Cấp nước và Tách hơi 45

Hình 2.8: Giao diện Hàng rào bảo vệ lò 46

Hình 3.1: Đường dịch chuyển của con nháy vàng 50

Hình 3.2: Công suất neutron quá điểm giới hạn 50

Hình 3.3a: Trạng thái vùng hoạt không ổn định 51

Hình 3.3b: Trạng thái van điều khiển hơi đến tua-bin 51

Hình 3.4a: Các bước tăng công suất bơm nội bộ và công suất lò 53

Hình 3.4b: Công suất lò khôi phục 100% 53

Hình 3.5: DCF - Áp suất bơm nội bộ (kPa) 55

Hình 3.6: DCF - Tốc độ bơm nội bộ (RPM) 55

Hình 3.7: DCF - Lưu lượng tải nhiệt vùng hoạt (kg/s) 55

Hình 3.8: DCF - Lưu lượng hơi đến tua-bin (kg/s) 55

Hình 3.9: DCF - Áp suất lò (kPa) 55

Hình 3.10: DCF - Công suất lò (%) 55

Hình 3.11: DCF - Nhiệt độ nhiên liệu (0C) 56

Hình 3.12: DCF - Độ phản ứng tổng (mk) 56

Hình 3.13: DCF - Nồng độ hai pha vùng hoạt (%) 56

Hình 3.14: DCF - Độ phản ứng của bọt khí (mk) 56

Hình 3.15: Hiển thị lỗi van cấp nước mở ra hoàn toàn 61

Hình 3.16: Giao diện “Bản đồ Công suất/Lưu lượng” khi xảy ra sự cố 61

Hình 3.17: Tình trạng bơm cấp nước và các van 62

Hình 3.18: Giao diện hàng rào bảo vệ lò 62

Hình 3.19: FWLCVO - Mực nước trong lò (m) 63

Hình 3.20: FWLCVO - Áp suất lò (kPa) 63

Hình 3.21: FWLCVO - Lưu lượng hơi trên mái (kg/s) 63

Hình 3.22: FWLCVO - Lưu lượng nước cấp (kg/s) 63

Hình 3.23: FWLCVO - Công suất lò (kPa) 64

Hình 3.24: FWLCVO - Lưu lượng tải nhiệt vùng hoạt (kg/s) 64

Hình 3.25: FWLCVO - Nhiệt độ nhiên liệu (0C) 64

Hình 3.26: FWLCVO - Tốc độ máy bơm nội bộ (RPM) 64

Hình 3.27: Cảnh báo dập lò khi lưu lượng tải nhiệt bị vỡ lên đến ~600 kg/s 67

Hình 3.28 : Các tín hiệu cảnh báo và sự thay đổi của các thông số lò 67

Hình 3.29 : Trạng thái bơm cấp nước và các van 68

Hình 3.30 : Giao diện “Hệ thống hàng rào bảo vệ lò” và “Các tham số dập lò” 68

Hình 3.31: LOCA - Lưu lượng dòng bị vỡ (kg/s) 73

Hình 3.32: LOCA - Áp suất trong bể khô (kPa) 73

Hình 3.33: LOCA - Lưu lượng nước cấp (kg/s) 73

Hình 3.34: LOCA - Công suất lò (kPa) 73

Hình 3.35: LOCA - Áp suất lò (kPa) 73

Hình 3.36: LOCA - Lưu lượng hơi trên mái (kg/s) 73

Hình 3.37: LOCA - Mực nước trong lò (m) 74

Hình 3.38: LOCA - Nhiệt độ chất tải nhiệt (0C) 74

Hình 3.39: LOCA - Nhiệt độ nhiên liệu (0C) 74

Hình 3.40: LOCA - Lưu lượng phun HPCF (kg/s) 74 Hình 3.41: LOCA – Lưu lượng phun RCIC (kg/s) 74 Hình 3.42 LOCA - Lưu lượng phun LPCF (kg/s) 74

MỞ ĐẦU

Với tình hình nhu cầu về năng lượng trên thế giới nói chung và Việt Nam nói riêng hiện nay đang tăng cao trong khi các nguồn cung cấp năng lượng cũ (thủy điện, nhiệt điện…) đã không còn đáp ứng đủ và kịp thời cho sản xuất và sinh hoạt, thì việc khai thác những nguồn năng lượng mới là một đòi hỏi tất yếu của xã hội Ở nước ta hiện nay, điện hạt nhân với ưu điểm nổi trội hơn so với các nguồn năng gió, mặt trời, địa nhiệt: giá thành rẻ hơn, kĩ thuật không phức tạp bằng, phù hợp với điều kiện địa hình khí hậu…, cùng với sự kế thừa công nghệ từ các nước đi trước, việc phát triển năng lượng điện hạt nhân là một tiềm lực lớn và là một trong những chiến lược phát triển kinh tế quan trọng của Chính phủ trong thời kì hội nhập

Lịch sử điện hạt nhân đã bắt đầu từ những năm 1950-1960 và tốc độ được đẩy mạnh sau đó, tuy có những giai đoạn nguồn năng lượng này bị suy giảm chậm lại

do sự hoài nghi về tính an toàn cũng như an ninh quốc gia, nhưng cho tới hiện nay điện hạt nhân vẫn chứng minh được giá trị và tiềm năng phát triển to lớn của nó, tất nhiên cùng với công nghệ kĩ thuật ngày càng được cải thiện nâng cao và an ninh năng lượng ngày càng được thắt chặt đảm bảo

Trong bước đầu khai thác sử dụng điện hạt nhân ở nước ta, cụ thể là dự án nhà máy điện hạt nhân tại Ninh Thuận đến năm 2030 đưa vào hoạt động, các yêu cầu về

an toàn năng lượng càng trở nên cấp thiết Xuất phát từ các đòi hỏi đó, đề tài “Ứng dụng phần mềm BWR-V3 vào mô phỏng và khảo sát một số sự cố trong lò phản

ứng hạt nhân nước sôi (BWR) 1300MW(e)” được chọn ra để nghiên cứu Về phần

mềm mô phỏng các sự cố có thể xảy ra trong lò phản ứng, BWR-V3 là phần mềm được IAEA hỗ trợ cho các nước thành viên phục vụ cho mục đích giáo dục Nghiên cứu BWR-V3 để đưa vào bồi dưỡng đào tạo nhân lực là một yếu tố không thể thiếu trong những đòi hỏi chung về an toàn vận hành và điều khiển nhà máy điện hạt nhân

Trong phạm vi nghiên cứu, mục tiêu của đề tài là chọn ra một số những sự cố thường xảy ra trong lò phản ứng nước sôi: sự cố giảm lưu lượng chất tải nhiệt trong vùng hoạt do lỗi điều khiển, sự cố van điều khiển mực nước làm mát bị lỗi mở hoàn

toàn, sự cố thủng đáy thùng lò làm rò rỉ lưu lượng tải nhiệt 800 kg/s (sự cố LOCA trung bình) Thông qua việc mô phỏng các tai nạn lò, từ những thông số vật lý được rút ra, chúng ta gián tiếp đánh giá được những tình huống thực tế có thể xảy ra, từ

đó có thể kiểm soát và chuẩn bị những phương án khắc phục hiệu quả

Việc mô phỏng các tình huống có thể xảy ra trong lò phản ứng nước sôi giúp các nhà khoa học có thể đánh giá, tiên liệu trước tình hình, các hậu quả rủi ro được lường đến, trên cơ sở đó tìm ra các hướng kiểm soát, khắc phục và hạn chế tối đa những sự cố ngoài mong muốn

Với mục tiêu như trên, nội dung nghiên cứu sẽ được trình bày trong 3 chương, trong đó chương 1 của luận văn sẽ trình bày một số cơ sở lý thuyết của lò phản ứng, động học lò và cơ sở cho việc điều khiển lò Chương 2 sẽ mô tả khái quát phần mềm mô phỏng BWR-V3 với những đặc điểm và chức năng chính Nội dung mô phỏng các sự cố và phân tích kết quả sẽ được đề cập trong chương 3 của luận văn

CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN

Trong chương này, luận văn sẽ trình bày sơ lược những cơ sở lý thuyết về lò phản ứng, điều khiển lò phản ứng và giới thiệu cấu trúc cơ bản của một hệ thống lò phản ứng hạt nhân nước sôi 1300 MW(e)

1.1 Vật lý lò phản ứng hạt nhân

1.1.1 Neutron trong lò phản ứng

Hạt nhân nguyên tử do các proton và neutron tạo nên Số proton và neutron trong hạt nhân được kí hiệu là Z và N Tổng số A = Z+N là số khối lượng, gần bằng khối lượng hạt nhân, biểu thị trong đơn vị khối lượng nguyên tử 1,660x10-27 kg

Proton là hạt mang điện tích dương đơn vị bằng 1,6x10-19 C và có khối lượng bằng 1,6726x10-27 kg hay 938,279 MeV Neutron không có điện tích, khối lượng của nó bằng 1,675x10-27 kg hay 989,573 MeV, tức là lớn hơn khối lượng proton [2] Proton là hạt cơ bản bền, còn neutron chỉ bền trong hạt nhân bền vững Quá trình phân rã của neutron trong hạt nhân bền vững bị cấm về mặt năng lượng vì khi phân rã cần thắng năng lượng liên kết của neutron trong hạt nhân Trong vật lý lò phản ứng, các neutron được xét ở trạng thái tự do Ở trạng thái tự do, neutron phân

rã với thời gian bán rã 11,7 phút theo sơ đồ phân rã β- như sau:

Trong đó e- là electron và νe là phản neutrino Tuy nhiên, sự không bền của neutron tự do không đóng vai trò quan trọng khi nghiên cứu các quá trình vật lý trong lò phản ứng Đó là do thời gian tương tác của neutron với vật chất trong lò phản ứng rất bé so với thời gian sống của neutron

Các neutron được sinh ra trong lò phản ứng với năng lượng từ 0 MeV đến 10 MeV Tính chất tương tác của neutron với vật chất khác nhau trong các miền năng lượng khác nhau Vì vậy người ta chia toàn dãy năng lượng từ 0 ÷ 10 MeV thành 3 miền năng lượng và các neutron cũng được chia thành 3 loại theo 3 miền năng lượng đó

Các neutron nhiệt có năng lượng E trong miền 0 < E ≤ 0,1 eV

Các neutron trung gian có năng lượng E trong miền 0,1 eV < E ≤ 100 KeV

Các neutron nhanh có năng lượng E trong miền 100 KeV < E ≤ 10 MeV Các lò phản ứng hạt nhân cũng được phân loại theo các miền năng lượng của neutron (lò phản ứng neutron nhiệt, lò phản ứng neutron trung gian và lò phản ứng neutron nhanh), trong đó phần lớn các neutron trong miền năng lượng tương ứng được hấp thụ và gây phân hạch nhiên liệu hạt nhân

Trong tán xạ không đàn hồi, hạt nhân được chuyển sang trạng thái kích thích,

do đó chỉ có các neutron với năng lượng lớn hơn năng lượng kích thích mới tham gia phản ứng Như vậy quá trình tán xạ không đàn hồi là quá trình có ngưỡng với năng lượng ngưỡng = , trong đó E1 là năng lượng của mức kích thích đầu tiên của hạt nhân với khối lượng A

Tiết diện tán xạ không đàn hồi σie phụ thuộc vào năng lượng neutron E dẫn ra trên hình 1.1, trong đó tiết diện khác không chỉ khi E ≥ Eng và đạt giá trị cực đại đối

với năng lượng 10 ÷ 15 MeV Năng lượng của mức kích thích đầu tiên E1 có giá trị

cỡ vài MeV đối với hạt nhân nhẹ và giảm đến dưới 100KeV đối với hạt nhân nặng

Vì vậy tán xạ không đàn hồi xảy ra chủ yếu trong miền neutron nhanh và đối với các hạt nhân nặng

Phản ứng hấp thụ neutron (n,b) là quá trình tương tác neutron với hạt nhân mà sau tương tác tạo nên hạt mới b Đó là các quá trình (n,γ), (n,β), (n,p), (n,α), (n,2n), (n,f) trong đó (n,f) là phản ứng phân hạch hạt nhân

Tiết diện hấp thụ neutron σa bằng tổng của các tiết diện của các quá trình nói trên

σa = σγ + σβ + σp + σα + σ2n + σf + (1.2)

Bảng 1.1: Tiết diện các phản ứng ( barns) tại năng lượng neutron 0,025 eV [2]

Hạt nhân σt (toàn phần) σs (tán xạ) σa (hấp thụ) σf (phân hạch)

1.1.3 Phản ứng phân hạch hạt nhân

Phản ứng hạt nhân quan trọng nhất trong các quá trình vật lý của lò phản ứng

là phản ứng phân hạch hạt nhân Dưới tác dụng của neutron, hạt nhân nguyên tố nặng bị phân chia chủ yếu thành 2 mảnh với khối lượng gần bằng nhau Có thể biểu diễn một sự kiện phân hạch hạt nhân 235U bằng phương trình sau:

1.1.3.1 Cơ chế phản ứng phân hạch hạt nhân

Cơ chế phản ứng phân hạch hạt nhân được miêu tả bởi mẫu giọt, trong đó hạt nhân được xem như là một giọt chất lỏng mang điện tích dương [2], [3] Giọt chất lỏng này tồn tại do cân bằng lực giữa lực đẩy Coulomb của các proton với lực hút hạt nhân và sức căng bề mặt Khi neutron tương tác với hạt nhân, trong hạt nhân xuất hiện sự biến dạng dao động từ dạng hình cầu sang dạng có 2 phần dạng quả lê nối với nhau (hình 1.2) Quá trình dao động kết thúc bằng sự phân hạch hạt nhân, tức là chỗ nối bị đứt Điều kiện phân hạch là năng lượng kích thích E* vượt quá năng lượng ngưỡng Eng, đó là độ cao bờ thế năng phân chia Bờ thế năng này xuất hiện là do sự tăng thế năng trong pha đầu biến dạng, khi đó diện tích bề mặt tăng và sức căng bề mặt tăng Sức căng này có xu hướng bảo toàn dạng hình cầu của hạt nhân, là dạng có thế năng cực tiểu

Hình 1.2: Mô hình cơ chế phân hạch hạt nhân

Quá trình phân hạch về mặt năng lượng có thể xảy ra đối với các hạt nhân với

số khối lượng lớn hơn 80 Tuy nhiên trong lò phản ứng chỉ xảy ra sự phân hạch của các hạt nhân nặng từ ℎ đến Động năng neutron, năng lượng liên kết của

nó và độ cao bờ thế năng phân hạch xác định khả năng phân hạch của các hạt nhân

cụ thể Các hạt nhân 232Th, 233U, 235U, 238U và 239Pu thường được sử dụng trong lò phản ứng Khi hấp thụ neutron, các hạt nhân này tạo thành các hạt nhân hợp phần

233

Th, 234U, 236U, 239U và 240Pu với năng lượng kích thích E* tối thiểu bằng năng

lượng liên kết B của neutron trong các hạt nhân đó ( E* ≥ B ) Nếu E* > Eng thì hạt nhân xuất phát có thể bị phân hạch khi hấp thụ neutron với năng lượng bất kì Còn nếu B < Eng thì quá trình phân hạch chỉ xảy ra khi động năng neutron phải đủ lớn để

E*> Eng Trên bảng 1.2 dẫn ra các giá trị Eng và năng lượng liên kết B của neutron trong các hạt nhân nêu trên

nhân phân hạch [2]

ngưỡng Eng ( MeV) Hạt nhân hợp phần

Năng lượng liên kết B (MeV)

cả 241Pu, còn các hạt nhân với số chẵn neutron là các hạt nhân có ngưỡng, gồm

232

Th, 238U và 240Pu

Trong thiên nhiên tồn tại các hạt nhân 232Th, 235U và 238U Uranium thiên nhiên gồm 0,714% 235U Các hạt nhân phân hạch 233U và 239Pu được tạo nên do các phản ứng của neutron lên các hạt nhân khác

Các hạt nhân 232Th và 238U được gọi là nguyên liệu hạt nhân Chúng dùng để chế tạo các nhiên liệu hạt nhân 233U, 239Pu và 241Pu

1.1.3.2 Các sản phẩm phân hạch

Luận văn chủ yếu sẽ trình bày lò phản ứng neutron nhiệt sử dụng nhiên liệu

235U Do đó sẽ xem xét chi tiết hơn quá trình phân hạch 235U Quá trình này không xảy ra theo một sơ đồ cố định nào mà có nhiều kênh phản ứng, mỗi kênh được đặc trưng bởi các mảnh vỡ phân hạch Trên hình 1.3 trình bày số mảnh vỡ sinh ra trên một phân hạch, phụ thuộc vào số khối lượng mảnh vỡ phân hạch đó Các mảnh vỡ phân hạch có khối lượng A = 72 ÷ 161, trong đó có 2 nhóm khối lượng 80 ÷ 100 và

125 ÷ 155 có suất ra lớn nhất, chiếm cỡ 99% Các hạt nhân có khối lượng 110 ÷ 125 chỉ chiếm cỡ 1% Như vậy hạt nhân 235U bị phân hạch cho 2 mảnh vỡ có khối lượng không bằng nhau, tỉ lệ sinh ra lớn nhất đối với 2 mảnh vỡ A = 95 và A = 139 Sự phân hạch không đối xứng này mâu thuẫn với tiên đoán của mẫu giọt vì một chất lỏng thông thường được chia thành hai phần bằng nhau Tính chất không đối xứng trong phân hạch hạt nhân được giải thích trong khuôn khổ mẫu vỏ do sự ưu tiên hình thành các hạt nhân với vỏ choán đầy chứa 50 và 82 neutron [2] [3]

Các mảnh vỡ phân hạch thường có hoạt tính β vì chúng thừa neutron Chẳng hạn các mảnh vỡ và với suất ra cỡ 7% Số khối lượng của các hạt nhân bền tương ứng là 88 và 136, vì vậy thừa 6 neutron và thừa 4 neutron Thành phần các sản phẩm phân hạch theo các nguyên tố hóa học thay đổi do phân rã β Chẳng hạn, một dãy các phân rã liên tiếp nhau như sau:

Nếu quá trình phân hạch kéo dài đủ lâu với tốc độ không đổi thì trong phần lớn các dãy phân rã tạo nên sự cân bằng và thành phần hóa học của các sản phẩm phân hạch cuối cùng cũng sẽ không đổi Trong trạng thái cân bằng, một phần tư các

sản phẩm là các nguyên tố đất hiếm Trong các nguyên tố khác thì Zirconi chiếm 15%, Molypden chiếm 12%, Xesi chiếm 6,5% Các khí Xenon và Kripton chiếm 16%

Thể tích các khí này khi phân hạch 1 kg Uranium trong khoảng thời gian dài (khoảng 4 năm) đạt tới hơn 25 m3 ở điều kiện bình thường

Ngoài các mảnh vỡ phân hạch, khi phân hạch hạt nhân còn có các lượng tử γ tức thời, các hạt β do phân rã, các lượng tử γ do phân rã, các neutrino và các neutron Phản ứng phân hạch 235U giải phóng ra năng lượng phân bố theo các sản phẩm phân hạch như sau :

Động năng các mảnh vỡ phân hạch 169 MeV

Năng lượng: Các γ tức thời 5 MeV Các neutrino phân hạch 5 MeV Các β do phân rã 7 MeV Các γ do phân rã 6 MeV Các neutrino 11 MeV

Tổng cộng: 203 MeV Ngoài các thành phần năng lượng nêu trên còn có đóng góp của năng lượng bức xạ γ cỡ 8 MeV do quá trình chiếm phóng xạ (n,γ) Như vậy năng lượng tổng cộng là 211 MeV Tuy nhiên đối với lò phản ứng chỉ quan tâm đến năng lượng được biến thành nhiệt Năng lượng này vào cỡ 200 MeV, nghĩa là toàn bộ năng lượng ngoài năng lượng neutrino

Nếu một nhà máy điện hạt nhân đang hoạt động với công suất P (MW) và năng lượng sinh ra trên mỗi phân hạch là E (MeV), sử dụng nhiên liệu 235U thì:

Tỉ lệ phân hạch là : 6,25.1018 (phân hạch/giây)

Tỉ lệ đốt cháy nhiên liệu là : 2,43.10-3 (gam/giây)

Một đặc điểm của phân hạch hạt nhân 235U là trong số các sản phẩm phân hạch

có các neutron Các neutron sinh ra do phân hạch là đối tượng đáng lưu ý nhất vì chúng đóng vai trò quan trọng trong phản ứng dây chuyền Trong mỗi phân hạch trung bình xuất hiện ν neutron Đại lượng này khác nhau đối với các hạt nhân khác nhau và tăng khi tăng năng lượng neutron

Bảng 1.3: Số trung bình các neutron sinh ra do phân hạch ν [2]

1.1.4 Phản ứng dây chuyền và nguyên tắc làm việc của lò phản ứng hạt nhân

Trước tiên, để lò hoạt động được cần tạo ra một lượng neutron ban đầu, người

ta dựa vào hiện tượng quang phân rã hạt nhân, kí hiệu (γ, n) Dưới tác dụng của bức

xạ γ của các chất phóng xạ tự nhiên (ví dụ: ) lên các nguyên tố dùng làm bia như Berili, Dơteri có thể xảy ra 2 quá trình sau:

+ → + (1.9)

Một phân hạch hạt nhân 235U bởi neutron nhiệt phát ra trung bình ν = 2,41 neutron Để đơn giản trong suy luận theo hình 1.4, giả sử trong một phân hạch xuất hiện 3 neutron Khi đó 1 neutron ban đầu gây phân hạch và sinh ra 3 neutron khác,

ta gọi nó là thế hệ neutron thứ nhất Ba neutron này gây phân hạch và tạo nên 32 = 9 neutron của thế hệ thứ hai Trong thế hệ thứ ba sẽ có 33 = 27 neutron Cho đến thế

hệ thứ 50 ta có 350 ≈ 1025 neutron Như vậy số neutron tăng lên rất nhanh theo các thế hệ neutron Đó là sự phát triển của phản ứng dây chuyền

Hình 1.4: Mô hình phát triển của phản ứng dây chuyền

Trong lò phản ứng, phản ứng dây chuyền thực hiện trong môi trường gồm vật liệu phân hạch (Uranium, plutoni, ), các chất làm chậm (nước, graphit, ), các chất hấp thụ (Bo, ), các chất tải nhiệt (nước, natri lỏng, ) và vật liệu cấu trúc (nhôm, thép, ) Sau khi phân hạch, các neutron được sinh ra là các neutron nhanh, chúng tương tác với tất cả các vật liệu hợp phần, trong đó xảy ra tán xạ đàn hồi, tán xạ không đàn hồi, hấp thụ và phân hạch hạt nhân Các chất làm chậm có tác dụng giảm năng lượng neutron do quá trình tán xạ không đàn hồi và tán xạ đàn hồi Nếu trong

môi trường không có chất làm chậm thì các neutron nhanh bị môi trường hấp thụ,

do đó các hạt nhân nhiên liệu bị phân hạch do neutron nhanh Khi đó phản ứng dây chuyền được thực hiện nhờ neutron nhanh Nếu trong môi trường có mặt chất làm chậm thì các neutron bị làm chậm đến neutron trung gian và neutron nhiệt Khi đó, phản ứng dây chuyền thực hiện nhờ neutron trung gian và neutron nhiệt

Khả năng nhân neutron của môi trường vô hạn được đặc trưng bởi hệ số nhân

k∞:

Trong đó: ni và ni-1 là các mật độ neutron trong 2 thế hệ kế tiếp nhau

Đối với vùng hoạt của lò phản ứng là một môi trường nhân hữu hạn, ta sử dụng hệ số nhân hiệu dụng keff

p là xác xuất thoát cộng hưởng

η là hệ số tái sinh neutron

f là hệ số sử dụng neutron nhiệt

Ʌf là xác suất không rò rỉ neutron nhanh

Ʌt là xác suất không rò rỉ neutron nhiệt

Để phản ứng dây chuyền cân bằng trong môi trường vùng hoạt hữu hạn thì phải chọn kích thước vùng hoạt, khối lượng nhiên liệu phân hạch, tỉ lệ các chất hợp phần và cách bố trí tính sao cho keff = 1 Khi đó vùng hoạt ở trạng thái tới hạn còn khối lượng vật liệu phân hạch và kích thước vùng hoạt tương ứng được gọi là khối lượng tới hạn và kích thước tới hạn Trạng thái keff <1 là trạng thái dưới tới hạn, khi

đó phản ứng dây chuyền tự tắt Trạng thái keff > 1 là trạng thái trên tới hạn, phản ứng dây chuyền phát triển

1.2 Cơ sở vật lý trong điều khiển lò phản ứng

Trong điều kiện bình thường, những thay đổi về độ phản ứng là nhỏ nên đơn

vị của nó thông dụng nhất là mili-k, viết tắt là mk

Sự thay đổi độ phản ứng trong lò phản ứng có thể là do sự thay đổi vị trí các thanh điều khiển trong lõi lò, nồng độ Xenon, nhiệt độ nhiên liệu, nhiệt độ điều hành và bọt khí trong nước làm mát Như vậy, sự thay đổi độ phản ứng tổng thể được tính bằng:

ρ là độ phản ứng tổng (mk)

ρ là độ phản ứng neutron thay đổi do các thanh điều khiển (mk)

ρ là độ phản ứng neutron thay đổi do nhiệt độ vận hành (mk)

ρ là độ phản ứng neutron thay đổi do nhiệt độ nhiên liệu (mk)

ρ là độ phản ứng neutron thay đổi do bọt khí trong vùng hoạt (mk) Trong điều kiện thông thường k gần bằng 1 nên công thức trên có thể viết lại như sau:

Ví dụ: Hệ số nhân keff = 1,003 thì = 0,003

1.2.2 Các yếu tố ảnh hưởng tới độ phản ứng

1.2.2.1 Ảnh hưởng của nhiệt độ tới tốc độ phản ứng

Tốc độ phản ứng đối với một hạt nhân xác định được cho bởi công thức:

R = ΦƩ = ΦΝσ (1.16) Với: N là số hạt nhân trên một đơn vị thể tích và σ là tiết diện phân hạch hoặc tiết diện hấp thụ của nhân tương ứng, Φ là thông lượng neutron

Tốc độ phản ứng sẽ thay đổi như một hàm của nhiệt độ vì một trong các lý do sau:

 Sự nở vì nhiệt của vật liệu sẽ làm giảm mật độ của nó dẫn đến N giảm

 Sự thay đổi về phổ năng lượng neutron nhiệt làm thay đổi σ

 Sự chuyển động của hạt nhân với tốc độ cao hơn làm tăng xác suất bắt cộng hưởng của neutron trên nhiệt (hiệu ứng Dopper, dãn nở cộng hưởng)

 Những ảnh hưởng của mật độ

Nhiệt độ của chất làm chậm và chất làm nguội tăng làm mật độ nó giảm Khi

số lượng nguyên tử trên một đơn vị thể tích không lớn, neutron sẽ văng xa hơn trong quá trình tương tác vì thế tăng khả năng thoát ra khỏi lõi lò dẫn đến xác suất không rò rỉ neutron nhanh và neutron nhiệt tăng và do đó độ phản ứng tăng

Sự giảm mật độ nguyên tử Ʃɑ sẽ dẫn đến tiết diện hấp thụ vĩ mô của chất làm chậm và chất làm nguội thấp Vì thế làm tăng hệ số sử dụng nhiệt

Nếu như có chất hấp thụ trong chất làm nguội hoặc chất làm chậm hoặc cả hai thì ảnh hưởng độ phản ứng do thay đổi mật độ sẽ tăng lên nhiều

Nếu như nhiên liệu được chứa trong Ceramic có độ bền tinh thể cao thì ảnh hưởng về mật độ do nhiệt độ là không đáng kể miễn là nhiệt độ của nhiên liệu được giữ ở mức dưới nóng chảy

 Ảnh hưởng của giãn nở Dopper

Ảnh hưởng của giãn nở Dopper tăng khi nhiệt độ của nhiên liệu thay đổi bởi

vì nhiệt độ của nhiên liệu tăng sẽ làm tăng sự bắt neutron trong 238U khi chúng đi qua vùng cộng hưởng

Sự hấp thụ tại đỉnh cộng hưởng là một hàm của tốc độ neutron với tốc độ của nhân 238U Vì vậy, nhiệt độ của nhiên liệu cao làm nguyên tử 238U chuyển động nhanh hơn và có một vùng rộng mà ở đó vận tốc neutron trùng với đỉnh hấp thụ

238

U

Khoảng năng lượng neutron bị bắt giữ tăng Mặc dù tiết diện bắt tại đỉnh cộng hưởng bị giảm nhưng xác suất bắt lại tăng Điều này làm xác suất tránh bắt cộng hưởng giảm (p) và do đó độ phản ứng cũng giảm

 Ảnh hưởng của việc hình thành các bọt khí

Lò phản ứng nước sôi BWR có đặc điểm là quá trình sôi của chất tải nhiệt diễn ra ngay bên trong vùng hoạt của lò, chính vì vậy bên trong vùng hoạt luôn có

sự tạo bọt khí

Sự hình thành các bọt khí trong vùng hoạt sẽ dẫn đến lượng chất tải nhiệt bị giảm, và do đó thông lượng neutron được làm chậm trong thanh nhiên liệu giảm Kết quả là độ phản ứng bị giảm xuống

1.2.2.2 Nhiễm độc của sản phẩm phân hạch

Chú ý rằng những ảnh hưởng của bọt khí và nhiệt độ xảy ra nhanh, trong khi

sự nhiễm độc sản phẩm phân hạch có tác động nhỏ hơn rất nhiều tới mức độ phản ứng

Có hai loại sản phẩm phân hạch có tiết diện hấp thụ rất lớn và là nguyên nhân đáng kể làm thay đổi độ phản ứng trong một thời gian ngắn

 Những ảnh hưởng của nhiễm độc sản phẩm phân hạch tới độ phản ứng

Tất cả những sản phẩm phân hạch có thể được coi là nhiễm độc lò phản ứng bởi vì tất cả chúng đều hấp thụ neutron kéo dài và làm giảm hệ số nhân

Hầu hết các sản phẩm phân hạch tích tụ chậm như sự đốt cháy của nhiên liệu,

và ảnh hưởng của chúng đơn giản là làm giảm độ phản ứng theo thời gian và ảnh hưởng tới thông lượng neutron

Hai sản phẩm phân hạch, 135Xe và 149Sm có quan trọng mật thiết tới hệ thống hoạt động và điều khiển lò: hai hạt nhân này có tiết diện hấp thụ neutron lớn, được sinh ra nhiều trực tiếp từ phân hạch cũng như từ phân rã của sản phẩm phân hạch

 Sự tích tụ của Xenon

135

Xe được sinh ra trong nhiên liệu theo hai cách:

• Trực tiếp từ phân hạch, 135Xe hình thành khoảng 0,3% toàn bộ sản phẩm phân hạch (γXe = 0,003)

• Gián tiếp từ phân rã 135I:

(1.19)

T1/2 = 19 giây T1/2 = 6,7giờ

135

Te cùng với 135I tạo thành khoảng 6,3% tất cả các sản phẩm phân hạch, và

do thời gian sống của 135Te ngắn hơn nhiều so với 135I vì thế chúng ta có thể giả sử

rằng toàn bộ 135I được sinh ra trực tiếp từ phân hạch (γI = 0,063) Vì tiết diện hấp thụ vi phân của 135I nhỏ nên sự cháy của nó là không đáng kể

Tốc độ sinh và mất của Iốt và Xenon:

Xét một đơn vị thể tích trong lõi lò, thì tốc độ sinh và mất của 135I và 135Xe có thể được mô tả bằng công thức qua tốc độ sinh trừ tốc độ mất của chúng

Đối với Iốt:

Với NI = Nồng độ nguyên tử 135I trên cm3

γI = Tỉ lệ sản phẩm phân hạch cảu 135I (0,063)

Ʃf = Tiết diện phân hạch vĩ mô

φ = Thông lượng neutron trung bình

λI = Hằng số phân rã của 135I (2,87 x 10-5s-1)

Và tốc độ cháy của 135I được giả sử là không đáng kể

Đối với 135Xe công thức này sẽ phức tạp hơn bởi vì có hai khả năng sinh (từ phân hạch và từ phân rã của Iốt) và hai cách mất (cháy và phân rã)

Sử dụng những ký hiệu tương tự như trên ta có:

 Sự tích tụ của Iốt và Xenon tới hàm lượng cân bằng

Trong suốt quá trình khởi động đầu của lò hoặc sau một thời gian dài ngưng lò

sẽ không có 135I và 135Xe trong nhiên liệu

Khi lò phản ứng đã khởi động và hoạt động ở công suất tối đa, 135I sẽ sinh ra ở một tốc độ không đổi, tức là có một sự tăng ổn định lượng 135I

Trạng thái ổn định đạt được khi mức sinh bằng mức phân rã Từ phương trình (1.20) ta có:

γ I Ʃ f Φ – λ I Ν I = 0

Do đó:

( ) = (1.22) Như một hàm của thời gian, sự tích tụ của 135I được cho bởi:

Mức Iốt sẽ không quá 2% hàm lượng cân bằng sau 40 giờ hoạt động lò với công suất tối đa Ngoài ra, hàm lượng 135I tỉ lệ thuận với thông lượng neutron nhiệt

Sự tích tụ của Xenon tới trạng thái cân bằng:

Vì 135Xe được sinh ra hầu hết từ phân rã 135I nên 135I cần có sự tích tụ trước khi

có sự sinh 135Xe đáng kể. 135I sẽ đạt tới nồng độ cân bằng của nó sớm hơn 135Xe bởi

vì chu kỳ bán rã của 135I (6,7 giờ) ngắn hơn so với chu kỳ bán rã của 135Xe (9,2 giờ) Trạng thái cân bằng, sự tạo ra và mất đi là cân bằng, tốc độ thay đổi hàm lượng của 135Xe bằng 0 trong khi 135I đã đạt được giá trị cân bằng của nó

Chú ý rằng hàm lượng 135Xe không thay đổi nhiều theo công suất lò phản ứng giữa mức 60% và 100% FP (công suất tối đa), khác với 135I có hàm lượng tỉ lệ thuận với mức công suất lò Mức 135Xe sẽ trong khoảng 2% nồng độ cân bằng sau 40 giờ hoạt động lò ở công suất tối đa giống như 135I

 Những hiệu ứng tức thời của Xenon

Khi thông lượng neutron cơ bản gần bằng 0, sự sinh 135I và 135Xe từ phân hạch cùng với sự thiêu đốt của 135Xe bị chấm dứt Sự sinh 135Xe từ phân rã 135I liên tục và phân rã của 135Xe dẫn đến một sự tích tụ nhanh của 135Xe

Phân rã 135I thành 135Xe dẫn đến việc thêm vào độ phản ứng âm trong lõi lò, kết quả là những lò phản ứng có công suất cao nhất bị “nhiễm độc ngoài” với một chu kỳ khoảng 2 ngày, cho đến khi I, Xe phân rã và tải độ phản ứng tương ứng biến mất Do đó cần phải điều tiết lượng Bo thêm vào hoặc những nhiễm độc khác như phân rã Xe dưới giá trị cân bằng của nó để chắc chắn rằng lò phản ứng không tới hạn một cách ngẫu nhiên (không kiểm soát)

Dập lò:

Kết quả của việc dập lò gấp dẫn đến sự tích tụ tức thời độ phản ứng Xe hình thành trong một đỉnh phổ, nghĩa là sự sinh Xe từ phân rã Iốt bằng sự mất Xe bởi phân rã của nó Khoảng thời gian giữa lúc bắt đầu hiệu ứng tức thời Xenon tới khi đạt được đỉnh độ phản ứng cho bởi công thức [4]:

Bằng định nghĩa, điều thay đổi này xảy ra trong thời gian sống “l” của neutron

đưa ra tốc độ thay đổi mật độ neutron như sau:

và vì thế:

= 1 Biểu thức để mô tả chu kỳ lò ở trạng thái trên tới hạn là:

N(1) = N(0).e10 = 22026.N(0)

Ta nhận thấy sau 1 giây mật độ neutron tăng lên 2206 lần so với số neutron ban đầu Vì vậy công suất của lò cũng tăng lên tỷ lệ với hệ số đó Công suất lò tăng lên quá nhanh khiến gặp phải khó khăn để xây dựng một hệ thống điều khiển lò phản ứng đáp ứng được điều kiện này

1.2.3.3 Vai trò của neutron trễ

Thực tế không phải tất cả các neuron phân hạch là neutron tức thời Một phần nhỏ neutron phát ra trong suốt quá trình phân rã từ những sản phẩm phân hạch (những hạt nhân con), những sản phẩm phân hạch này có thời gian phân rã trong khoảng 0,3 giây đến 80 giây Mặc dù chỉ có một tỉ lệ nhỏ dưới 1% của quá trình phân hạch là những neutron trễ, nhưng chu kỳ bán hủy của chúng dài hơn nhiều so với thời gian sống của neutron, thời gian sống trung bình của những neutron tức thời cộng với những neutron chậm lớn hơn 0,001 giây Đó là vai trò của neutron trễ, tác dụng của nó là làm tăng chu kỳ lò phản ứng

Hầu hết sản phẩm phân hạch không cung cấp đủ năng lượng kích thích để sinh

ra neutron.Tuy nhiên, có một số hạt nhân được hình thành theo sau phân rã β có năng lượng kích thích mà kết quả là có sự phát neutron

Một thí dụ với hạt nhân 87Br, với chu kỳ bán hủy là 55 giây để tạo ra hạt nhân

87

Kr, và những hạt nhân 87Kr này có năng lượng kích thích đủ lớn để có phân rã neutron Mặc dù neutron sinh ra từ 87Kr hầu như là tức thời, sự xuất hiện của neutron này sẽ làm chậm chu kỳ bán hủy của 87Br liên quan đến thời gian phân hạch

mà kết quả là hình thành nên hạt nhân 87Kr Những hạt nhân như 87Br thì được biết như là những nguồn neutron trễ, và những neutron được phát ra từ những nguồn này được gọi là những neutron trễ

Gọi là thành phần tương đối của số neutron trễ trên toàn bộ số neutron phân hạch Do đó, số lượng neutron trễ trong một phân hạch bằng Các neutron trễ chia thành sáu nhóm theo thời gian bán hủy của các mảnh vỡ phân hạch Thời gian sống trung bình của các nhóm neutron trễ được xác định bởi:

Với l i là thời gian bán rã của từng nhóm neutron trễ

Số neutron trễ trong tổng số neutron được sinh ra khi phân hạch hạt nhân 235U:

Thời gian trễ trung bình:

Thời gian sống trung bình của cả hệ neutron:

̅ = (1 − ) +Đối với các chất làm chậm neutron là nước thường thì:

̅ = 2,5 10 + 0,0064.12,4 ≈ 0,08 (giây) Khi có sự đóng góp của neutron trễ và = 0,0025 thì chu kỳ lò phản ứng là:

- hằng số phân rã nhóm thứ i và không có nguồn neutron ngoài

1.3 Lò phản ứng hạt nhân nước sôi BWR 1300MW(e)

Trong phần này, luận văn sẽ tập trung mô tả chi tiết cấu trúc cũng như các chức năng hệ thống cơ bản trong lò phản ứng hạt nhân nước sôi BWR-6 (1300MWe) [6], [7], [8]

1.3.1 Nguyên tắc hoạt động chung

BWR sử dụng nước khử khoáng (nước nhẹ) làm chất tải nhiệt và chất làm chậm neutron Nhiệt sinh ra trong lò phản ứng sẽ làm cho nước bay hơi, hơi nước sinh ra được chuyển trực tiếp tới tua-bin và làm quay máy phát điện, sau đó nó sẽ được ngưng tụ thành chất lỏng và chuyển trở lại tâm lò phản ứng Nước tải nhiệt được duy trì ở 75atm (7.6 Mpa) vì vậy nước sôi ở tâm lò phản ứng có nhiệt độ khoảng 2850C (5500F)

Bên trong thùng lò áp lực, các bơm tuần hoàn bơm nước từ ngăn dưới cùng chảy lên trên vùng hoạt, tại đó nó nhận nhiệt năng tỏa ra từ phản ứng phân hạch hạt nhân của các bó nhiên liệu để trở nên nóng hơn và nhanh chóng đạt tới nhiệt độ sôi Nước tiếp tục lên đến đỉnh của vùng hoạt và chảy vào ngăn trên, tại đó một phần nước bị bốc hơi Hỗn hợp nước và hơi nước đi qua máy tách hơi nước, tại đó phần lớn nước bị tách ra Hơi nước tiếp tục thổi qua máy sấy khô để tách phần nước còn

lại Cuối cùng hơi nước đi ra khỏi lò phản ứng qua đường ống dẫn đến tua-bin Nước còn lại từ máy tách hơi và máy sấy khô trộn với nước cấp từ bình ngưng tụ chảy xuống ngăn dưới thùng lò để tiếp tục tái tuần hoàn vào trong vùng hoạt

1.3.2 Cấu trúc lò phản ứng nước sôi

(1) Vùng hoạt và cấu trúc bên trong: vùng hoạt bao gồm các bó nhiên liệu và

các thanh điều khiển, các thiết bị tách hơi đến tua-bin: máy tách hơi nước và máy sấy khô hơi ở phần trên thùng lò, thiết bị điều khiển công suất lò: ống chứa thanh điều khiển và mô tơ kiểm soát thanh điều khiển nằm ở phần dưới thùng lò, vỏ vùng hoạt, bơm phun…

(2) Nhiên liệu: Nhiên liệu đối với lò phản ứng nước sôi là Uranium được nén

lại thành từng viên nhỏ UO2 hình trụ Mỗi viên cao khoảng 0,5 inch (1,27 cm), đường kính 0,487 inch (1,24cm) Các viên UO2 được xếp chồng lên nhau trong một thanh nhiên liệu được làm bằng hợp kim đặc biệt của Zirconium gọi là Zircaloy, hợp kim này rất bền, chịu được nhiệt độ cao và không hấp thụ neutron Những thanh nhiên liệu được thiết kế nhằm ngăn chặn sự rò rỉ các sản phẩm phân hạch và dẫn nhiệt dễ dàng Các thanh này gộp lại thành một bó nhiên liệu, mỗi bó gồm 49 thanh nhiên liệu và trong lò phản ứng có 368 bó nhiên liệu Như vậy trong một lò phản ứng có 18032 thanh nhiên liệu chứa 178145 pounds (80975kg) UO2 Nhiệt độ trung bình trên bề mặt một thanh nhiên liệu khi hoạt động là 558oF (2920C) (số liệu của lò BWR Vermont Yankee, năm 1972) [4]

(3) Hệ thống thanh điều khiển

Các thanh điều khiển làm bằng các vật liệu hấp thụ neutron: Bo-cacbua (B4C) bột và các mảnh hafnium (Hf) hấp thụ neutron Đối với những thanh điều khiển thao tác thường xuyên được làm bằng chất Hf có tuổi thọ cao Các thanh này đóng vai trò điều tiết neutron cho phản ứng phân hạch, từ đó kiểm soát năng lượng sinh

ra trong lõi lò phản ứng, các thanh này có dạng hình chữ thập được chèn vào giữa các bó nhiên liệu Chính nhờ dạng hình chữ thập mà mỗi thanh điều khiển kiểm soát được 4 bó nhiên liệu

Việc định vị (chèn hay thu hồi) các thanh điều khiển là phương pháp thông thường để kiểm soát năng lượng trong lò phản ứng nước sôi BWR ( ngoài ra còn có phương pháp lưu lượng lõi qua lò) Thanh điều khiển được bộ phận thao tác thanh điều khiển đưa từ dưới lên, vì khi sôi bọt nước sẽ thoát ra ở phần trên lò làm cho mật độ năng lượng trượt về phía dưới Khi các thanh điều khiển được thu hồi làm giảm sự hấp thụ neutron trong vật liệu kiểm soát và tăng trong nhiên liệu, tốc độ của phản ứng phân hạch tăng dẫn đến tăng năng lượng trong lò phản ứng Khi các thanh điều khiển được chèn vào làm tăng sự hấp thụ neutron trong vật liệu kiểm soát và giảm trong nhiên liệu dẫn đến tốc độ phản ứng phân hạch giảm do đó năng lượng sinh ra trong lò phản ứng giảm Trong trường hợp có sự cố xảy ra, các thanh nhiên liệu được đóng lại hoàn toàn để chấm dứt nhanh chóng quá trình phân hạch diễn ra trong lò Trong quá trình hoạt động các thanh nhiên liệu bị ăn mòn nên cần được thay thế vì chính sự hấp thu neutron đã làm thay đổi cấu tạo hóa học của thanh

1.3.3 Các hệ thống an toàn lò phản ứng

Vì mục đích của luận văn là tiến hành mô phỏng một số sự cố có thể xảy ra trong lò phản ứng hạt nhân nước sôi, vì vậy trong nội dung này sẽ đề cập chi tiết tới một số hệ thống an toàn chính yếu của lò phản ứng hạt nhân, chúng là các hệ thống bảo vệ lò khỏi nguy cơ rò rỉ phóng xạ ra ngoài khi sự cố mất chất tải nhiệt vùng hoạt do bể đường ống, thủng đáy thùng lò, hư bơm cấp nước (Loca) xảy ra

1.3.3.1 Hệ thống làm mát vùng hoạt khẩn cấp

Các hệ phun cao áp

- Hệ phun chất tải nhiệt cao áp (HPCF): Hệ HPCF là một hệ thống làm lạnh

vùng hoạt khẩn cấp độc lập, không cần điện lưới, các hệ thống không khí bổ trợ hoặc các hệ thống nước làm mát bên ngoài để thực hiện mục đích cung cấp nước đến thùng lò để làm lạnh vùng hoạt trong các điều kiện sự cố mất chất tải nhiệt cấp

độ trung bình và nhỏ Điều này có nghĩa là trong trường hợp sự cố bị mất một lượng tương đối nhỏ chất tải nhiệt, hệ HPCF sẽ được sử dụng để bổ sung một lượng nhỏ tương đương chất làm mát cho lò phản ứng Hệ HPCF có thể cấp nước cho lò ở các mức áp suất của lò từ cao đến thấp hơn mà tại đây các hệ làm lạnh vùng hoạt thấp

áp có thể được sử dụng Chất tải nhiệt trong hệ HPCF được cung cấp là nước sạch được bơm từ các bể chứa nước ngưng tụ hoặc bể triệt áp [12]

- Hệ giảm áp tự động (ADS): Hệ thống tuần hoàn chất tải nhiệt làm việc tại áp

suất cao Khi sự cố mất chất tải nhiệt ở cấp độ trung bình hoặc nhỏ xảy ra, hệ HPCF được sử dụng để bổ sung một lượng tương đối nhỏ nước làm mát mà không cần đến

sự giảm áp của hệ thống Trong trường hợp sự cố mất chất tải nhiệt lớn, cần thiết bổ sung một lượng lớn nước làm mát bằng hệ phun chất tải nhiệt thấp áp với nguồn nước ngay bên trong nhà lò Do các bơm không thể khắc phục được áp suất lớn trong hệ thống nên cần phải giảm áp bằng hệ giảm áp tự động Hệ AD sẽ giảm áp suất trong hệ thống dẫn hơi bằng cách mở các van xả/phun an toàn nhờ hệ thống điện tử được điều khiển một cách tự động để xả một lượng lớn hơi vào không gian nhà lò

Các hệ phun thấp áp

- Hệ phun vùng hoạt (CS): Hệ CS gồm hai vòng bơm độc lập và tách biệt

Chất tải nhiệt là nước được sử dụng trong hệ CS được lấy từ bể triệt áp đặt bên trong thùng lò phản ứng Sự làm mát vùng hoạt đạt được nhờ dòng phun chất lỏng trực tiếp vào đỉnh của bó nhiên liệu

- Hệ khử nhiệt dư (RHR) bằng phương thức phun chất tải nhiệt hạ áp (LPCF): Hệ RHR cung cấp chất tải nhiệt là nước đến thùng lò phản ứng nhằm làm

mát vùng hoạt trong điều kiện sự cố mất chất tải nhiệt Hệ RHR là hệ đa mục đích với nhiều phương thức vận hành trong đó phương thức LPCF được sử dụng chủ yếu Phương thức phun chất tải nhiệt hạ áp vận hành một cách tự động nhằm khôi phục lại, và duy trì nếu cần thiết, lượng chất tải nhiệt để ngăn ngừa nhiệt độ của vỏ thanh nhiên liệu không vượt quá khoảng 1204,4oC (2200oF) Trong quá trình khử nhiệt dư, chất tải nhiệt là nước từ bể triệt áp được bơm đến thiết bị trao đổi nhiệt sau

đó được bơm trực tiếp vào vòng tuần hoàn khép kín làm mát lò phản ứng Nước trong hệ thống này cũng có thể được sử dụng phun vào nhà lò nhằm giảm áp suất và nhiệt độ khi bị tăng hơn mức cho phép

1.3.3.2 Hệ thống làm mát dự phòng (RCIC)

Ngoài hệ thống cấp nước làm mát chính, lò phản ứng còn có một hệ thống làm mát dự phòng được cấp điện từ một nguồn độc lập với hệ thống điện chính của lò phản ứng Như vậy khi một sự cố xảy ra dẫn tới hệ cấp nước chính ngưng hoạt động thì hệ RCIC sẽ tự động được kích hoạt, bơm chất lỏng từ các bồn chứa nước dự trữ vào lò phản ứng

1.3.3.3 Hệ thống che chắn bức xạ/nhà lò bảo vệ

Hình 1.6: Các kiểu thiết kế tòa nhà lò phản ứng nước sôi [5]

Tòa nhà lò của lò nước sôi gồm hai hệ nhà lò sơ cấp và thứ cấp Nhà lò sơ cấp chứa một bể khô (drywell) nơi đặt lò phản ứng và hệ thống tải nhiệt Nhà lò sơ cấp hay nói cách khác là bể khô nhỏ hơn nhiều so với tòa nhà lò của lò phản ứng nước

áp lực (PWR) và có vai trò lớn Theo kịch bản trường hợp sự cố có rò rỉ thì chất tải nhiệt sẽ tràn đến hơi trong bể khô để nhanh chóng điều áp Các ống thông hơi từ bể khô hướng đến hơi ở dưới mực nước trong bể ướt (wetwell) làm ngưng tụ hơi và hạn chế áp suất cuối cùng đạt được Cả hai bể khô và bể ướt được bao bọc bởi nhà

lò thứ cấp Trong quá trình vận hành, áp suất bên trong nhà lò thứ cấp được duy trì thấp hơn (âm) so với áp suất khí quyển bên ngoài một chút Các thiết kế tòa nhà lò của BWR được nói đến với các tên gọi Mark I, Mark II và Mark III [12] Kết cấu

Mark I là cũ nhất được phân biệt bởi bể khô với hình dạng giống như quả bầu úp ngược đặt trên bể ướt là một ống vòng bằng thép chứa nước Mark II đã được sử dụng với các thế hệ 4 và 5 của BWR Mark II với hình dạng của bể khô là hình nón cụt trên một tấm bê tông, phía dưới là buồng triệt áp hình trụ được làm bằng bê tông Nhà lò thứ cấp Mark II được làm bằng thép nhẹ hoặc bê tông Mark III sử dụng một vòm bê tông có phần nào giống PWR và có tòa nhà riêng chứa các thanh

nhiên liệu đã sử dụng

CHƯƠNG 2: CHƯƠNG TRÌNH MÔ PHỎNG SỰ CỐ BWR-V3

Để thuận tiện cho việc ứng dụng phần mềm BWR-V3 mô phỏng các sự cố, trong chương này, luận văn sẽ mô tả chi tiết các chức năng đồ họa mô phỏng trong từng giao diện của phần mềm cũng như các bước thao tác để thiết lập và chạy chương trình

2.1 Giới thiệu về phần mềm BWR-V3

Phần mềm BWR-V3 nằm trong chương trình hỗ trợ giáo dục của Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Quốc tế IAEA dành cho các nước thành viên đang phát triển Mục đích là cung cấp sự hiểu biết về đặc điểm thiết kế và cách thức hoạt động của lò phản ứng nước sôi BWR 1300 MWe trong các trường hợp vận hành bình thường và khi có sự cố

Phần mềm BWR-V3 được sản xuất năm 2008 là phiên bản tiếp theo của phiên bản Mô phỏng Lò phản ứng nước sôi tổng quát BWR_V2 (2006) do W.K Lam, công ty Cassiopeia Technologies Incorporated (CTI) phát triển [5], [9]

2.2 Cài đặt và chạy mô phỏng

Mô phỏng BWR-V3 không đòi hỏi quá trình cài đặt vào máy do toàn bộ các file hệ thống được đã được tích hợp sẵn trong gói phần mềm chính vì vậy rất tiện lợi cho người sử dụng Cấu hình phần ứng cũng không yêu cầu cao, cấu hình tối thiểu cho mô phỏng là một máy tính pentium hoặc một thiết bị tương đương: tốc độ tối thiểu của CPU 1,7GHz, RAM 512Mb, ổ cứng 30Gb, card màn hình 32Mb (có độ phân giải cao 1024x768), màn hình màu 15 inch hoặc lớn hơn với độ phân giải cao

Hệ điều hành tối thiểu là Windows 2000 hoặc Windows XP

Các thao tác để tiến hành mô phỏng bằng BWR-V3 cũng khá đơn giản do giao diện phần mềm có sự trình bày rõ ràng và dễ sử dụng Dưới đây là các thao tác cơ bản để bắt đầu cho mô phỏng:

• Chọn chương trình “BWR” – Mở file BWR.exe

• Nhấp chuột vào bất cứ nơi nào trên giao diện mô phỏng BWR

• Nhấp vào nút OK để chọn tải Công suất IC tối đa/ Load Full Power IC