PHẦN 1: MỞ ĐẦU
1

PHẦN 1: MỞ ĐẦU

Theo chƣơng trình phát triển điện hạt nhân (ĐHN) đã đƣợc Chính phủ và Quốc
hội phê duyệt, năm 2014 nƣớc ta sẽ bắt đầu xây dựng hai nhà máy điện hạt nhân
(NMĐHN) với bốn tổ máy có tổng công suất phát điện 4000MW
điện
. Lựa chọn công
nghệ và các vấn đề đảm bảo an toàn trong quá trình thiết kế, chế tạo, lắp đặt, vận
hành và tháo rỡ nhà máy khi hết thời hạn vận hành đang là mối quan tâm hàng đầu
của các cơ quan quản lý cấp nhà nƣớc, các viện nghiên cứu và ngƣời dân.
Tham gia vào thị trƣờng cung cấp điện, các NMĐHN có nhiều đặc trƣng vật lý và
kỹ thuật giống nhƣ các nhà máy nhiệt điện truyền thống ví dụ về công suất, nhiệt
độ, áp suất, chu trình sinh công, phát điện Tuy nhiên, NMĐHN lại có những đặc
thù hết sức riêng biệt cần phải chỉ ra nhƣ sau:
- Trong lò phản ứng (LPỨ) của NMĐHN chứa một lƣợng rất lớn các chất
phóng xạ, chính vì vậy trong mọi tình huống phải bảo vệ con ngƣời và môi trƣờng
trƣớc tất cả các nguy cơ về chiếu xạ và ô nhiễm phóng xạ.
- Nhiệt dƣ trong LPỨ hạt nhân là khá lớn (có thể là hàng trục MW
nhiệt
) và tồn
tại rất lâu sau khi dừng lò. Do đó luôn luôn phải làm nguội nó một cách thích hợp.
- Nhiên liệu sau khi đốt cháy trong LPỨ có hoạt độ phóng xạ rất cao, phải
đƣợc chuyển tải, cất giữ, làm nguội tại chỗ (trong khu vực NMĐHN) một cách an
toàn trong một thời gian nhất định (ít nhất là vài năm) cho đến khi chúng đƣợc
chuyển tới các nhà máy xử lý hoặc các cơ sở cất giữ lâu dài.
Đối với hoạt động thông thƣờng của một NMĐHN, hàng năm từ một phần tƣ đến
một phần ba số bó nhiên liệu (BNL) nạp tải vùng hoạt đƣợc lấy ra do độ cháy đã đạt
mức giới hạn kỹ thuật (con số này có thể vào khoảng 50-60 bó đối với LPỨ PWR

Ni,
63
Ni,
93
Zr,
94
Nb.
- Các nhân siêu Uran (họ actinide và con cháu của chúng, khoảng 40 đồng vị),
đƣợc hình thành từ một chuỗi các phản ứng bắt neutron của các hạt nhân nặng có
tổng hoạt độ khoảng 10
6
-10
15
Bq khi tháo ra khỏi lò, trong số này phải kể đến các
đồng vị sống dài nhƣ
237
Np,
243
Am,
245
Cm.
- Áp suất bên trong thanh nhiên liệu lớn (khoảng 7.0-8.0Mpa) do sự tích tụ của
các sản phẩm phân hạch dạng khí.
- Vật liệu làm vỏ bọc thanh nhiên liệu (Zircaloy-4) phải chịu các quá trình
biến dạng, dão, cứng hóa, ăn mòn do làm việc dài ngày trong điều kiện môi trƣờng
nƣớc, bức xạ, áp suất và nhiệt độ cao, ngoài ra nó còn phải chịu ứng suất cơ học do
chênh lệch áp suất cao giữa bên trong và bên ngoài thanh nhiên liệu.
- Mặc dù có độ cháy cao, nhƣng
235
U chƣa cháy hết vẫn có độ giàu khoảng

vận chuyển BNL vẫn còn là một vấn đề mới ở Việt Nam. Đặc biệt sau sự cố hạt
nhân ở NMĐHN Fukushima ở Nhật Bản, công nghệ quản lý, lƣu giữ BNL đã qua
sử dụng trong các điều kiện vận hành lò bình thƣờng và tai nạn sự cố phải đƣợc
thẩm định lại ở tất cả các LPỨ trên thế giới và trong các thiết kế mới.
Trong bối cảnh chƣơng trình phát triển ĐHN ở Việt nam, đề tài “Nghiên cứu tìm
hiểu về các đặc trưng vật lý của BNL hạt nhân đã cháy ở thời điểm được lấy ra khỏi
PHẦN 1: MỞ ĐẦU
4

vùng hoạt LPỨ và trong suốt quá trình lưu giữ bảo quản tại NMĐHN” đã đƣợc đặt
ra.
Kết quả nghiên cứu của đề tài cung cấp các thông tin, số liệu kỹ thuật của BNL
đã qua sử dụng. Các số liệu này có thể là cơ sở để tiến hành các nghiên cứu khác
nhƣ thiết kế bể chứa BNL đã cháy, thiết kế các thùng chứa (container) dùng để di
chuyển các BNL, quản lý và xử lý chất thải hạt nhân. PHẦN 2: NỘI DUNG – Giới thiệu chung

PHẦN 2: NỘI DUNG – Giới thiệu chung
Tình hình nghiên cứu ở Việt Nam
6

nhà bị sụp, nhiên liệu bị phơi trần còn là nguyên nhân chính khiến liều phóng xạ
xung quanh khu vực nhà máy tăng cao, gây rất nhiều khó khăn cho việc tiếp cận để
giải quyết sự cố. Sự cố Fukushima thực sự đặt ra rất nhiều vấn đề về kỹ thuật và an
toàn cho các nhà thiết kế chế tạo, cơ quan cấp phép, cơ quan vận hành trên phạm vi
toàn thế giới, đặc biệt là công nghệ quản lý an toàn các BNL đã qua sử dụng. Theo
dự đoán, trong thiết kế các NMĐHN thế hệ mới, các hệ thống đảm bảo an toàn cho
NMĐHN sẽ chuyển hẳn sang sử dụng nguyên lý thụ động (Passive-không phụ
thuộc vào nguồn điện).
 Tình hình nghiên cứu ở Việt Nam
Trƣớc đây, các nghiên cứu về an toàn hạt nhân chủ yếu là các nghiên cứu phục
vụ việc vận hành và khai thác LPỨ nghiên cứu hạt nhân Đà lạt (LPỨ duy nhất ở
Việt Nam). Qua hơn 20 năm hoạt động, một đội ngũ các nhà nghiên cứu về vật lý
LPỨ và an toàn hạt nhân đã từng bƣớc đƣợc hình thành, kiến thức và kinh nghiệm
sử dụng các chƣơng trình tính toán (Computer code) đã đƣợc tích lũy và ngày càng
đƣợc nâng cao. Thực tế, các hƣớng nghiên cứu áp dụng trên lò năng lƣợng vẫn ở
mức hạn chế, hoặc chủ yếu đƣợc tiến hành ở nƣớc ngoài.
Sau khi có chủ trƣơng đầu tƣ xây dựng các NMĐHN ở Việt nam, một số đề tài
nghiên cứu tính toán, phân tích vùng hoạt và an toàn nhiệt thuỷ động cho lò VVER-
1000 bắt đầu đƣợc đặt ra và thực hiện. Tuy nhiên, một khó khăn luôn gặp phải là
việc thiếu các số liệu kỹ thuật và thông tin cần thiết để nghiên cứu tính toán, lý do là
các công ty chế tạo chỉ chuyển giao các số liệu đầy đủ khi Việt Nam chính thức
mua NMĐHN của họ.
Có thể nói, trƣớc khi sự cố Fukushima xảy ra, các nghiên cứu về an toàn liên
quan đến việc quản lý và cất giữ BNL hạt nhân đã qua sử dụng của NMĐHN chƣa
giành đƣợc sự quan tâm của các nhà nghiên cứu và quản lý. Kinh nghiệm từ các
quốc gia có ngành công nghệ ĐHN cho thấy rằng để quản lý an toàn nhiên liệu hạt

số liệu thực tế của lò Tomari số 3

đƣợc cung cấp bởi Ông Fujii, tập đoàn MHI, Nhật
Bản. Ba chƣơng trình tính toán chính đƣợc sử dụng là PIJ (Phƣơng pháp xác suất va
PHẦN 2: NỘI DUNG – Giới thiệu chung
Nội dung của đề tài
8

chạm) và CITATION (Giải phƣơng trình khuếch tán 3 chiều) trong bộ công cụ
SRAC2006 và chƣơng trình Origen 2.2 để tính toán cháy.
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về vùng hoạt của lò Tomari 3

Áp suất trong vùng hoạt
15.41 (Mpa)
Nhiệt độ đầu vào thùng lò
288.1 (
o
C)
Nhiệt độ đầu ra thùng lò
325.0 (
o
C)
Thông số về cấu trúc lò
Đƣờng kính tƣơng đƣơng của vùng hoạt
3040 (mm)
Đƣờng kính trong của Core Barrel
3400 (mm)
Bề dày của Core Barrel
50 (mm)
Bề dày của tấm bao vùng hoạt
20 (mm)
Vật liệu Core Barrel và tấm bao vùng
hoạt
Thép không gỉ
Đƣờng kính trong của thùng lò
4000 (mm)
Vật liệu của thùng lò
Thép hợp kim thấp với 0.5 (mm) vỏ bọc
thép không gỉ ở mặt trong
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về vùng hoạt của lò Tomari 3
10

214 (mm) × 214 (mm)
Khoảng cách giữa tâm của 2 thanh nhiên
liệu
12.6 (mm)
Số grid-spacer trên một BNL
9
Vật liệu grid-spacer
Zircaloy – 4
Vật liệu ống dẫn
Zircaloy – 4
Vật liệu đế trên và đế dƣới
Thép không gỉ
Thông số về thanh nhiên liệu
Đƣờng kính ngoài của thanh nhiên liệu
9.50 (mm)
Khe hở giữa viên nhiên liệu và vỏ bọc
0.08 (mm)
Bề dày vỏ
0.57 (mm)
Độ làm giàu của nhiên liệu
Lớn nhất 4.8%
Đƣờng kính viên nhiên liệu
8.19 (mm)
Mật độ viên nhiên liệu
97 % mật độ lý thuyết (UO
2
)
96% mật độ lý thuyết ((G,dU)O
2
)

Vật liệu hấp thụ
Thủy tinh Borosilicate
Hàm lƣợng
10
B
5.80384E-04 (kg/m)
Chiều dài khối hấp thụ
3.66 (m)
Vật liệu vỏ bọc
Thép không gỉ 304
Bề dày vỏ bọc
0.47 (mm)
Đƣờng kính ngoài của vỏ bọc
9.68 (mm)
Đƣờng kính ngoài khối trục
4.3 (mm)
Bề dày khối trục
0.15 (mm)
Vật liệu khối trục
Thép không gỉ 304
Thông số về bó nguồn chính
Số thanh nguồn trong một bó
1
Vật liệu nguồn neutron
Californium 252
Đƣờng kính ngoài của vỏ bọc nguồn
8.38 (mm)
Chiều dài vỏ bọc nguồn
38 (mm)
Vật liệu vỏ thanh

Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3
13

 Bố trí các ống dẫn động thanh điều khiển trong một BNL
Mỗi BNL gồm 24 ống dẫn động thanh điều khiển và một ống dẫn dụng cụ đo ở
chính tâm. Vị trí của các ống dẫn động thanh điều khiển và ống dẫn dụng cụ đo
đƣợc chỉ ra trên Hình 1.2. Các vị trí này đƣợc sử dụng trong mô hình hóa BNL
trong Chƣơng 3.
Hình 1.2. Dãy ống dẫn động thanh điều khiển trong một BNL
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3
14

 Cấu tạo đế trên và đế dưới
Đế trên và đế dƣới là các vật liệu cấu trúc, đƣợc sử dụng để định hình BNL,
ngoài ra đế trên và đế dƣới còn có tác dụng khác nhƣ điều chỉnh dòng chảy của chất
làm chậm qua BNL. Đế trên và đế dƣới đƣợc sử dụng trong mô hình hóa BNL cho
tính toán cháy trong Chƣơng 5.

Hình 1.3. Cấu tạo đế trên và đế dƣới CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

Hình 1.5. Vị trí của các thanh nhiên liệu có chứa gadolinium trong BNL Gd24
Gd16
Thanh nhiên liệu có chứa gadolinium
Thanh điều khiển
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3
17

 Cấu tạo cụm các thanh điều khiển (các thanh điều chỉnh độ phản ứng)

20

 Sơ đồ vùng hoạt
Vùng hoạt của lò Tomari 3 đƣợc bố trí nhƣ sơ đồ trong Hình 1.9. Sơ đồ này đƣợc
sử dụng trong mô hình hóa vùng hoạt trong Chƣơng 4. Hình 1.9. Sơ đồ vùng hoạt

 Sơ đồ nạp tải nhiên liệu cho chu trình đầu tiên
Bảng 1.2. Sơ đồ nạp tải nhiên liệu cho chu trình đầu tiên
Loại bó
Độ làm giàu
Số bó
Vùng 1
1
1.6%
37
Vùng 2
2A
3.5% (Gd24)
8
2B
3.5% (Gd16)
4
2C
3.4%
52
Vùng 3
3A

1
2C
20BP
1
2C
20BP
1
2C
24BP
3B 3C
5 3C 2C
2C
24BP
1 3A 1 2C 1 3A 1
2C
24BP
2C 3C
6 3C 2A 1 3A 2C
2C
20BP
1
2C
20BP
2C 3A 1 2A 1C
7 3C 3A 2C
2C
20BP
1
2C
20BP

2C
20BP
2C 3A 3C
10 3C 2A 1 3A 2C
2C
20BP
1
2C
20BP
2C 3A 1 2A 1C
11 3C 2C
2C
24BP
1 3A 1 2C 1 3A 1
2C
24BP
2C 3C
12 3C 3B
2C
24BP
1
2C
20BP
1
2C
20BP
1
2C
24BP
3B 3C

• Phƣơng pháp: Sử dụng chƣơng trình PIJ trong bộ SRAC2006
• Nghiên cứu: Phân bố công suất trong BNL, k
inf
, chuẩn bị hằng số ô
mạng của các BNL cho tính toán vùng hoạt
Vùng hoạt
• Phƣơng pháp: Sử dụng chƣơng trình CITATION trong bộ
SRAC2006
• Nghiên cứu: k
eff,
phân bố công suất theo chiều bán kính, phân bố 3
chiều của thông lƣợng neutron để chuẩn bị cho tính toán cháy.
Cháy
• Phƣơng pháp: Sử dụng chƣơng trình ORIGEN2.2
• Nghiên cứu: nhiệt dƣ của BNL đã qua sử dụng, hoạt độ phóng xạ
của BNL đã qua sử dụng, phổ photon, hàm lƣợng và hoạt độ
phóng xạ của các sản phẩm cần quan tâm
Đề xuất
• Giải pháp cho việc lƣu trữ và vận chuyển BNL đã qua sử dụng
bằng nguyên lý thụ động.
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Các chức năng và các thành phần chính của bộ chƣơng trình SRAC2006
23

1.3. Giới thiệu chung về bộ chƣơng trình SRAC2006 và ORIGEN2.2
1.3.1. Giới thiệu chung về bộ chƣơng trình SRAC2006
1.3.1.1. Các chức năng và các thành phần chính
Bộ chƣơng trình SRAC đƣợc xây dựng nhằm mục đích thực hiện các tính toán
liên quan đến khuếch tán và vận chuyển neutron cho nhiều loại LPỨ sử dụng
neutron nhiệt khác nhau. Bộ chƣơng trình cho phép thực hiện các tính toán để thu

suất va chạm và sử dụng một cấu trúc nhóm năng lƣợng hầu nhƣ liên tục cho giải
năng lƣợng cộng hƣởng). Tƣơng tác qua lại giữa các cộng hƣởng có thể đƣợc xử lý
một cách chính xác bằng chƣơng trình con PEACO.
- Nhiệt độ tùy ý của các vật liệu cũng đƣợc xử lý trong chƣơng trình nhờ tính
toán nội suy hệ số che chắn cộng hƣởng và các ma trận tán xạ nhiệt. Với chƣơng
trình con PEACO, các tiết diện mở rộng Doppler trong cấu trúc nhóm năng lƣợng
chia siêu-tinh (trên 11,000 nhóm) đƣợc xử lý bằng cách tính nội suy từ các tiết diện
tƣơng ứng với các điểm năng lƣợng lựa chọn và tại nhiệt độ phòng.
- Hệ số hiệu chỉnh Dancoff dùng trong tính toán nội suy hệ số tự chắn của các
đồng vị cộng hƣởng đƣợc tính toán một cách tự động bởi các chƣơng trình con tính
toán xác suất va chạm. Hệ số này không phải là hệ số cho cả khối chất hấp thụ mà
cho từng đồng vị riêng biệt.
- Các hệ bất đồng nhất phức tạp có thể đƣợc giải bằng các tính toán ô mạng
liên tiếp vì việc đồng nhất và trung bình hoá các tiết diện vi mô đƣợc thực hiện một
cách độc lập. Đặc biệt, hiệu ứng hấp thụ cộng hƣởng do hệ bất đồng nhất phức tạp
gây ra có thể đƣợc xử lý đến từng ô mạng vi mô.
- Bộ chƣơng trình SRAC có thể chạy trên hầu hết các máy tính sử dụng hệ
điều hành UNIX hay các hệ điều hành tƣơng tự nhƣ Linux hay FreeBSD. Việc cài
đặt bộ chƣơng trình đƣợc thực hiện một cách khá dễ dàng với bộ các lệnh cài đặt đã
tích hợp sẵn các chƣơng trình nguồn thích hợp và các dữ liệu cần thiết khác phụ
thuộc vào máy tính của ngƣời sử dụng.
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
Cấu trúc của bộ chƣơng trình SRAC
25

gốc.
Các lựa chọn để in ra các tiết diện hấp thụ cộng hƣởng, để tính toán sự mất đi của
các đồng vị, tốc độ phản ứng, v.v. cũng đƣợc đƣa thêm vào bộ chƣơng trình. Cùng
với bộ chƣơng trình tích hợp nêu trên, nhiều loại bài toán nguồn cố định và trị riêng
cũng có thể đƣợc giải. Số liệu vào ra cho tiết diện theo nhóm năng lƣợng và thông
lƣợng neutron đƣợc ghi vào các tệp tin Thƣ Viện Chung (PDS-Public Data