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) KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ Kết luận: Luận văn đã: - Tìm hiểu lý thuyết nhiên liệu thải, bể chứa nhiên liệu thải - Sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP phiên 1.0.1 để khảo sát + Sự thay đổi lưu lượng nước vòng thứ cấp + Sự cố điện bể chứa nhiên liệu thải từ lò phản ứng nước nhẹ áp lực vòng, đối chiếu với cố bể nhiên liệu thải số nhà máy điện hạt nhân Fukushima Chúng nhận thấy: - Thành phần thuộc tính nhiên liệu thải phức tạp phụ thuộc vào nhiều yếu tố (loại nhiên liệu, loại lò phản ứng, độ đốt chảy nhiên liệu, thời gian lấy ra, môi trường lưu trữ…) Do nhiệt phân rã phóng xạ từ bó nhiên liệu thải giảm nhanh thời gian đầu nên với thời gian lưu trữ từ đến năm bể lưu trữ nhiên liệu thải đủ để giảm công suất nhiệt phân rã khoảng 500 lần so với vừa lấy khỏi lò Nhiên liệu lúc chuyển sang hình thức lưu trữ khô kinh tế đem xử lý - Sự cố điện bể nhiên liệu thải có thời gian diễn biến dài (sự cố mô diễn biến 11 ngày 7,8 ngày để nhiên liệu thải bắt đầu phát tán) Nếu không khắc phục kịp thời, cố điện dẫn đến việc phát tán lượng lớn phóng xạ gây nguy hiểm cho sức khỏe người ảnh hưởng đến môi trường Do đó, việc nâng cao kỹ thuật an toàn nhà máy điện hạt nhân, việc trang bị thiết bị xử lý cố kịp thời (hệ thống bơm phụ trợ, trực thăng bơm nước ) với kinh nghiệm xử lý nhân viên vận hành quan trọng để góp phần hạn chế phát tán phóng xạ -Phần mềm PCTRAN/ SFP có giao diện dễ sử dụng, thay đổi thông số bể, sử dụng số nước: Đức, Nhật Bản, Hàn Quốc -Với ưu, nhược điểm phần mềm PCTRAN/ SFP phiên 1.0.1 đưa phần 2.2.1, phần mềm sử dụng rộng rãi công tác giảng dạy điện hạt nhân Việt Nam Kiến nghị: Phần mềm PCTRAN/ SFP có khả mô cố với việc điều chỉnh tay máy bơm khả tùy chỉnh thông số ban đầu Trong đề tài này, khảo sát hoạt động bể theo lưu lượng nước vòng tuần hoàn thứ cấp tập trung phân tích cố điện Có thể sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP phiên 1.0.1 để phân 80 tích thêm cố khác: nước, chất hấp thụ nơtron, tai nạn thùng rơi khảo sát thêm thay đổi lưu lượng nước vòng tuần hoàn sơ cấp ảnh hưởng đến hoạt động bể Việc sử dụng phiên phần mềm PCTRAN Pool Reactor phiên 1.0.2 mô lò phản ứng dùng nhiên liệu thải IAEA tài trợ cho Việt Nam góp phần vào việc tìm hiểu công nghệ để bắt kịp công nghệ nhà máy điện hạt nhân xây dựng Việt Nam sau 81 TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt Ngô Quang Huy, Vật lý lò phản ứng hạt nhân, Đại học Quốc gia Hà Nội, tr.170-204 Vương Hữu Tấn (2011), Tuyển tập thuật ngữ lượng hạt nhân, Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Nhật Bản hợp tác với Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam Bộ Khoa học công nghệ (2012), Thông tư quy định kiểm soát bảo đảm an toàn xạ chiếu xạ nghề nghiệp chiếu xạ công chúng Tiếng Anh Advisory Committee on Reactor Safeguards (ACRS) (2000), Technical Study of Spent Fuel Pool Accident Risk at Decommissioning Nuclear Power Plants Alvarez R., Beyea J., Janberg K., Kang J., Lyman E., Macfarlane A., Thompson G and Frank N (2003), Reducing the Hazards from Stored Spent Power-Reactor Fuel in the United States, Science and Global Security, pp.1–33 Christian Parenti (2011), "Fukushima's Spent Fuel Rods Pose Grave Danger" The Nation Dababneh S (2011), Nuclear Reactor Theory, pp.11 Dan Sarles (2010), Nuclear Waste Storage in America, Energy Law Final IAEA (1997), Further Analysis of Extended Storage of Spent Fuel, Final Report of a Coordinated Research Programme on the Behaviour of Spent Fuel Assemblies during Extended Storage (BEFAST-III) 1991-1996, pp.9-36 10 IAEA (2009), Nuclear Fuel Cycle Information System 11 IAEA (2010), Operating Experience and Condition Assessment of Spent Fuel Dry Storage Silos and Spent Fuel Pool at Embalse NPP 12 IAEA (2008), Spent Fuel Reprocessing Options 13 IAEA (1999), Survey of Wet and Dry Spent Fuel Storage, pp.17 14 Johnson A.B (1977), Behavior of Spent Nuclear Fuel in Water Pool Storage, Pacific Northwest Laboratory, pp.48-51 15 Kopecky J (1997), Atlas of Neutron Capture Cross Sections, Netherlands Energy Research Foundation ECN 16 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd (2009), Thermal-Hydraulic Analysis for US-APWR Spent Fuel Racks 82 17 Nichols A.L (2002), Nuclear Data Requirements for Decay Heat Calculations, International Atomic Energy Agency, Nuclear Data Section, Department of Nuclear Sciences and Applications, Vienna, Austria 18 Nichols A L., Aldama D L., Verpelli M (2008), Handbook of Nuclear Data for Safeguards: Database Extensions, IAEA, pp105-106 19 Richard F Dudley (2000), Transmittal of Draft Final Technical Study of Spent Fuel Pool Accident Risk at Decommissioning Plants and Federal Register Notice Requesting Public Comments on Technical Study, Office of Nuclear Reactor Regulation 20 Thiollay N., Chauvin J.P., Roque B., Santamaria A., Pavageau J., Hudelot J.P and Toubon H., Burnup Credit for Fission Product Nuclides in PWR (UO2) Spent Fuels, CEA – Cadarache DRN/DER pp.2-9 21 The National Academy of Sciences, (April 06, 2005), Report on “Safety and Security of Commercial Spent Nuclear Fuel 22 Union of Concerned Scientists (2001), Spent Fuel Security, pp.1-3 23 U.S Department of Energy (1993), Doe Fundamentals Handbook Nuclear Physics and Reactor Theory Volume of 2, pp.33 24 United States Nuclear Regulatory Commission (2008), Millstone Unit 25 Westinghouse (2011), Westinghouse AP1000 Nuclear Power Plant Spent Fuel Pool Cooling, pp.6-7 83 PHỤ LỤC PHỤ LỤC CÁC THÔNG SỐ CƠ BẢN CỦA BỂ NHIÊN LIỆU THẢI Input Data Database: C:\Program Files (x86)\PCTran SFP\ListData.mdb Table: BasicData SET: Description: Spent fuel Pool Metric POWER 3293 Rated Thermal Power per core (MW) Công suất nhiệt trung bình RCP Heat removal system heat input (MWt) Số hệ thống làm mát WDR0 110 Nominal pool drain flow (m3/hr) Lưu lượng nước thất thoát thông thường WCH0 110 Charging flow (m3/hr) Lưu lượng nước bổ sung WCL0 880 HX 2nd Water flow rate (m3/hr) Lưu lượng nước vòng tuần hoàn thứ cấp UO2MS 110 fuel UO2 mass (ton) WFR0 110 Fire water pump flow rate (m3/h) trao đổi nhiệt Khối lượng UO2 Lưu lượng nước bơm ngừa cháy nhiên liệu WFP0 770 Fuel pool pump flow rate (m /h) Lưu lượng bơm trung bình USTC 0.0001 Core uncovery steam cooling effectiveness as Tỉ lệ làm mát so với khả làm mát fraction of water cooling nước TF0 30 Initial average fuel temperature (C) Nhiệt độ trung bình bên nhiên liệu WSP0 14.3 Building spray flow rate (m3/hr) Lưu lượng dòng phun tia nước ngừa hỏa hoạn TRB0 35 initial containment temperature (C) Nhiệt độ bên tòa nhà PRB0 1.03 initial containment pressure (Bar) Áp suất bên tòa nhà HCOR 3.67 Fuel length (m) Chiều cao nhiên liệu LWRB0 11 initial sump water level (m) Mức nước bể chứa nhiên liệu ARB 120 Spent fuel pool cross section area (m2) Diện tích bể chứa nhiên liệu thải VRB 10000 Fuel handling building total volume (m3) Tổng dung tích tòa nhà chứa nhiên liệu RLK0 1000 FHB leakage flow rate (m3/h) Lưu lượng nước FHB thất thoát TANK0 1000 Makeup tank water inventory (m3) Lưu lượng nước bổ sung tối đa (trùng lặp bên TKMIN Makeup tank water minimum inventory m3) Lượng nước bổ sung dự trữ tối thiểu BETA 0.0065 Effective delay neutron fraction Hiệu ứng làm chậm nơtron AKDP -0.006 Fuel (Doppler) reactivity coefficient ($/C) Hệ số hiệu ứng đốplơ AKMD -0.105 Moderator temperature reactivity coefficient ($/C) Hệ số hiệu ứng chất làm mát ALIF 0.00002 Neutron lifetime (sec) Thời gian tồn nơtron AKCHG 0.00001 Boron concentration constant Nồng độ Bo bình thường ALDA 0.0676 Average decay constant (1/sec) Hằng số phân rã trung bình RODS 120000 Number of rods Tổng số nhiên liệu ROUT 0.56 Clad outside radius (cm) Bán kính vỏ bọc nhiên liệu RIN 0.48 Clad inside radius (cm) Bán kính vỏ bọc nhiên liệu BRTH 0.000347 Breathing rate (m3/sec) Tỉ lệ trao đổi khí XOQEAB 0.000247 X/Q at exclusion area boundary (sec/m3) X/Q ranh giới khu vực kiểm soát XOQLPZ 0.0000722 X/Q at low population zone (sec/m3) X/Q khu vực dân cư thấp RMB1 1.1 Radiation monitor airborne (mSv/h) Bức xạ theo dõi – không khí RMB2 2.2 Radiation monitor area (cpm) Bức xạ theo dõi – khu vực xung quanh RMB3 3.3 Radiation monitor gamma (mSv/h) Bức xạ theo dõi – gamma RMB4 4.4 RM spare for future use Bức xạ theo dõi – sử dụng sau RFIOD 0.01 Fraction of drained out fluid's iodine leakage into Lượng I rò rỉ phân tán vào gian nhiên liệu thải kiện Thermal the SFP building RFNG LSUC 0.01 3.2 Fraction of drained out fluid's nobe gases leakage Sự rò rỉ khí phân hạch vào gian chứa nhiên liệu into the SFP building thải Suction elevation of the circulating pump from the Độ cao ống bơm tuần hoàn sơ cấp tính từ đáy pool bottom (m) bể FAN 500 Ventilation fan flow capacity (m3/h) RC87N 3.3 Pool coolant original Kr-87 Lưu lượng quạt bơm lọc khí equivalent 84 Hoạt độ Kr-87 nước ban đầu concentration (Bq/cc) PLORB 0.4 Plate-out or partition factor in the SFP Bldg Hệ số vùng gian chứa nhiên liệu thải DRFRB 0.1 Dose reduction factor in the SFP Bldg Yếu tố giảm liều gian chứa nhiên liệu thải 85 PHỤ LỤC THÔNG SỐ NHIỆT CỦA BỂ 30 NGÀY SAU KHI TẢI NHIÊN LIỆU THẢI VÀO BỂ BỂ HOẠT ĐỘNG BÌNH THƯỜNG Database: Table: IC: C:\Program Files (x86)\PCTran SFP\ListData.mdb ICThermoData Description: 30 days 25C DT ,5 Time step size for run (sec) Bước thời gian chạy mô TINT run initiation time (sec) Thời điểm bắt đầu ANS Decay heat level as multiplier to American Mức độ nhiệt phân rã chuẩn từ bảng 5.1 Nuclear Standard 5.1 decay heat table quan hạt nhân Hoa Kỳ 30 Days after shutdown of latest discharge (days) Số ngày kể từ lần tắt lò gần (nhiên liệu thải tải 630 Days after shutdown of previous discharge Số ngày kể từ lần tải nhiên liệu vào bể trước (lần tải (days) thứ gần nhất) Days after shutdown of 2nd previous discharge Số ngày kể từ lần tải nhiên liệu vào bể trước lần thứ (days) gần TSCRAM TSCRAM thêm vào bể) TSCRAM 1000 SFA1 ,35 Spent fuel as fraction of core for latest discharge Số bó nhiên liệu từ lần tải nhiên liệu gần SFA2 ,34 Spent fuel as fraction of core for previous Số bó nhiên liệu từ lần tải thứ gần discharge SFA3 ,35 Spent fuel as fraction of core for 2nd previous Số bó nhiên liệu từ lần tải nhiên liệu vào bể trước lần discharge thứ gần CNBR 2200 Boron concentration (ppm) Nồng độ Bo IRUN Initial/snapped I Trạng thái hoạt động ban đầu FRCL Clad damage fraction (%) Độ hư hại nhiên liệu ICORE Reactor at power/tripped Lò phản ứng hoạt động/tắt LVCR 3,67 Core water level from bottom of the core (M) Mức nước kể từ đáy (độ cao TRB 35 Fuel pool temperature (°C) Nhiệt độ ban đầu nước bể LWRB 10 Containment water level (M) Mức nước ban đầu bể TFSB 120,3514 Submerged fuel average temperature (°C) Nhiệt độ trung bình nhiên liệu bể TFPK 120,3514 Peak fuel temperature (°C) Nhiệt độ cao nhiên liệu QN Normalized neutron flux Chuẩn hóa thông lượng nơtron TPCT 120 Peak clad temperature (°C) Nhiệt độ cao vỏ nhiên liệu TKLV 22000 Makeup tank water inventory, ton Lượng nước bổ sung dự trữ (tấn) TEMP 25 HPI and EFW temperature(°C) Nhiệt độ nước đầu vào vòng loại bỏ thứ cấp TRBIn 29 SPF Inlet temperature(°C) Nhiệt độ nước đầu vào vòng tuần hoàn sơ cấp trao nhiên liệu) đổi nhiệt Nhiệt độ nước đầu vòng tuần hoàn thứ cấp trao đổi TCROut 28 Circulating water outlet temp(°C) QHX 5133 HX heat removal rate Công suất loại bỏ nhiệt UA 115 heat transfer coefficient Hệ số truyền nhiệt TBOIL 999999 Time to boiling (hr) Thời gian sôi TUNC 999999 Time to fuel uncovery (hr) Thời gian để nhiên liệu hư hại RH0 -8 Total reactivity ($) Hiệu ứng toàn phần nhiệt 86 PHỤ LỤC CÁC GIÁ TRỊ XUẤT RA TRONG MÔ PHỎNG STT Tiếng Anh Time Temp SFP Inlet Temp Peak clad Temp SFP Level SFP water Flow Makeup Rad Monitor Airborne Rad Monitor Area (CPM) 10 11 12 13 15 16 17 Power Fuels (MW) Power Total (MW) Concentration I-131 Eq (GBq/cc) Rad Rel Rate Iodine Rad Rel Rate Noble gases Dose Rate EAB Thyroid (mSv/h) Dose Rate EAB WB (mSv/h) Temp Circulation Water Out (°C) 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 Temp Peak fuel (°C) Flow SFP (M3/h) Flow Drain (M3/h) Concentration Kr-87 Eq (GBq/cc) Flow leakage Flow Fire water (M3/h) Power Heat Exchanger (MW) Dose Integrated EAB Thyroid Dose Integrated EAB WB Dose Rate LPZ Thyroid Dose Integrated LPZ thyroid (mSv) Dose Rate LPZ WB (mSv/h) Dose Integrated LPZ WB 31 Released Noble gases (GBq) 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 Tiếng Việt Đơn vị Ký hiệu Giá trị ban đầu* 36,80051422 Thời gian Nhiệt độ SFP nhận vào Nhiệt độ đỉnh vỏ nhiên liệu Nhiệt độ nước chân nóng sơ cấp Mức nước Lưu lượng nước bổ sung Suất liều gian nhiên liệu Mức phóng xạ theo dõi phận phụ trợ Công suất nhiên liệu Công suất toàn phần Hoạt độ riêng Iốt 131 Tốc độ phát Iốt Tốc độ phát khí phân hạch Suất liều tuyến giáp EAB Suất liều toàn thân EAB Nhiệt độ nước chân nước làm mát Sec °C °C °C M M3/h mSv/h CPM TIME TSFPIn TPCT TSFPOut LSFP WMU RM1 RM2 MW MW GBq/cc GBq/s GBq/s mSv/h mSv/h °C 2,293741465 5,729275703 114,2765274 0,001064212 0,199583828 0,035544872 0,010968195 27,79666138 Nhiệt độ đỉnh nhiên liệu Lưu lượng nước vòng sơ cấp Lưu lượng bổ sung Hoạt độ riêng Kr-87 Lưu lượng nước thoát Lưu lượng nước cứu hỏa (bơm diesel) Công suất trao đổi nhiệt Liều tích hợp tuyến giáp EAB Liều tích hợp toàn thân EAB Suất liều tuyến giáp LPZ Liều tích hợp tuyến giáp LPZ °C M3/h M3/h GBq/cc M3/h M3/h MW mSv mSv mSv/h mSv Qfuel Qtotal CI131 STRBI STRBG DTHY DWB TCRCOu t TFPK WSFP WDRN CKr87 WCLK Wfire QHX DTHYI DWBI DTHL DTHLI Suất liều toàn thân LPZ Liều lượng tích hợp LPZ toàn thân (Whole Body) Hoạt độ tổng lượng khí phân hạch thoát Hoạt độ tổng lượng Iốt thoát Hoạt độ tổng lượng khí Cesi thoát Hoạt độ tổng lượng Telu thoát Hoạt độ tổng lượng Stronti thoát Hoạt độ tổng lượng Ruteni thoát Hoạt độ tổng lượng Lantan thoát Hoạt độ tổng lượng Cezi thoát Hoạt độ tổng lượng Bari thoát Lưu lượng nước tuần hoàn Lưu lượng phun ngừa cháy nhiên liệu Độ phản ứng thùng bị rơi Độ phản ứng Doppler Độ phản ứng Bo Độ phản ứng chất làm chậm mSv/h mSv DWBL DWBLI 0,003206088 4,36399E-07 GBq R-NG 0,09979191 GBq GBq GBq GBq GBq GBq GBq GBq M3/h M3/h %dk/k %dk/k %dk/k %dk/k R-Iod R-Cs R-Te R-Sr R-Ru R-La R-Ce R-Ba WCRC WSPY RHRD RHFL RHBR RHMT 0,000532106 0 0 0 1760 0 0 %dk/k RH -5,2 Released Iodine (GBq) Released Cs (GBq) Released Te (GBq) Released Sr (GBq) Released Ru (GBq) Released La (GBq) Released Ce (GBq) Released Ba (GBq) Flow Circulation water (M3/h) Flow SFP Spray (M3/h) Reactivity Dropped Cask (%dk/k) Reactivity Doppler (%dk/k) Reactivity Boron (%dk/k) Reactivity Moderator Temp (%dk/k) 46 Reactivity Total (%dk/k) Độ phản ứng toàn phần * Giá trị ban đầu bể hoạt động bình thường nhiên liệu tải vào bể 30 ngày trước 87 40 11 1,1 2,200000525 99,13298035 1540 24387,32617 816,3265 5,729805 4,93679E-06 1,49294E-06 0,01039004 1,44306E-06 PHỤ LỤC CÁC NGUYÊN TỐ PHÓNG XẠ ĐƯỢC SỬ DỤNG TRONG MÔ PHỎNG IsotopeData Index ISTP I131 I132 I133 I134 I135 KR83M KR85M KR85 KR87 10 KR88 11 XE131M 12 XE133M 13 XE133 14 XE135M 15 XE135 16 XE138 17 CO58 18 CO60 19 RB86 20 SR89 21 SR90 22 Y90 23 Y91 24 ZR95 25 NB95 26 MO99 27 TC99M 28 RU103 29 RU106 30 SB127 31 TE127 32 TE127M 33 TE129 34 TE129M 35 TE132 36 CS134 37 CS136 38 CS137 39 BA140 40 LA140 41 CE141 42 CE144 43 PR143 44 ND147 45 NP239 46 PU238 47 PU239 48 PU240 49 PU241 50 AM241 51 CM242 52 CM244 FSIV 1220000 38500 0 0 1410000 0 0 729000 0 22900 372000 10100 8390000 14200000 14300000 11800000 19400000 25400000 14900 14300 15300000 17200000 8210 221000 218000 274000 421450 37400 7900000 205000 20200000 5190000 5970000 13200000 26400000 5440000 1540000 55900 451000 451000 130000 22900000 288000 1450000 227000 RLF ,5 ,5 ,5 ,5 ,5 1 1 1 1 1 0 0 0 0 0 ,00002 ,00002 ,02 ,02 0 1 ,002 ,000006 ,000006 ,000006 0 0 0 0 0 HL 193,2 2,3 20,3 ,9 6,7 1,9 4,5 94300 1,3 2,8 287 54,2 126,5 ,3 9,1 ,3 1701,6 46428 448,8 1204,8 252288 252288 1404 1536 1536 64,8 64,8 895,2 8760 91,2 2616 2616 806,4 806,4 76,8 18396 316,8 262800 307,2 307,2 780 6830,4 326,4 264 57,6 768252 211116000 57465600 126144 3790452 3907,2 158556 88 EG ,381000012159348 2,33299994468689 ,60809999704361 2,52900004386902 1,63499999046326 5,00000023748726E-04 ,158999994397163 2,0000000949949E-03 ,792999982833862 1,95000004768372 3,00000002607703E-03 2,40000002086163E-02 3,04000005125999E-02 ,432000011205673 ,246999993920326 1,18299996852875 ,810000002384186 1,17299997806549 9,49999988079071E-02 9,00000013643876E-05 0 3,59999993816018E-03 ,75 ,764999985694885 ,100000001490116 ,119999997317791 ,519999980926514 9,99999974737875E-06 1 ,100000001490116 ,100000001490116 ,100000001490116 ,209999993443489 1,5 1,5 ,5 ,200000002980232 7,00000002980232E-02 ,100000001490116 1,40000004321337E-02 ,100000001490116 ,100000001490116 1,00000004749745E-03 9,99999974737875E-05 9,99999974737875E-05 9,99999974737875E-05 9,99999974737875E-05 9,99999974737875E-05 9,99999974737875E-05 CONV 1490000 14300 269000 37300 56000 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 CNRC0 2,3 2,8 3,7 ,59 2,1 ,46 20 17 ,47 260 ,72 17 260 ,47 ,72 ,66 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 PHỤ LỤC CƠ SỞ CHU TRÌNH NHIÊN LIỆU CHO NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN [10] Giai đoạn Chức Mô tả Sản xuất Urani Mỏ Urani Quặng Urani khai thác từ mỏ Urani Chế biến quặng Urani Quặng Urani sản xuất thành bánh vàng Điều chế Urani từ phốt phát Urani thu hồi từ trình sản xuất phốt phát Chuyển đổi thành UO2 Chuyển đổi U3O8 thành UO2 làm nhiên liệu cho lò nước Chuyển đổi nặng áp lực (PHWR) Chuyển đổi U3O8 thành UO3 sau chuyển đổi thành UO2 Chuyển đổi thành UO3 UF6 U3O8 chuyển đổi thành UF4 sau chuyển thành UF6 Chuyển đổi thành UF4 để làm giàu thành kim loại Urani để sản xuất nhiên liệu Magnox U3O8 UF4 chuyển đổi thành UF6 để sử dụng Chuyển đổi thành UF6 trình làm giàu Chuyển đổi thành kim loại UF4 chuyển đổi thành kim loại Urani để sản xuất Urani nhiên liệu Magnox Tái chuyển đổi thành U3O8 UF6 nghèo chuyển đổi thành U3O8 dùng lưu trữ (Dep U) sản xuất Làm giàu Làm giàu Urani Làm tăng tỉ lệ U-235 so với U-238 Sản xuất nhiên liệu Urani Tái chuyển đổi thành bột Chuyển đổi UF6 làm giàu thành bột UO2 UO2 Sản xuất nhiên liệu (thỏi Sản xuất thỏi nhiên liệu từ bột UO2 Urani) Sản xuất bó nhiên liệu Sản xuất bó nhiên liệu từ thỏi nhiên liệu (một số sở Urani thực ba giai đoạn: Bột Urani, thỏi Urani Bó nhiên liệu Sản xuất nhiên liệu cho lò Sản xuất nhiên liệu cho lò phản ứng dùng nghiên nghiên cứu cứu Sản xuất nhiên liệu dạng Sản xuất nhiên liệu Pebble cho lò phản ứng “Pebble thạch anh (Pebble) bed” Các lò phản ứng phân hạch (đốt) nhiên liệu Đốt nhiên liệu(Irradiation) Lưu trữ nhiên liệu thải Bể lưu trữ nhiên liệu dạng Các bể chứa nhiên liệu thải đặt cạnh lò phản nhà máy điện ứng thường bể phản ứng (reactor pool) Lưu trữ ướt xa nhà máy Được đặt bên lò phản ứng nhiên liệu thải (AFR – Away from reactor) lưu trữ bể nước Được đặt bên lò phản ứng nhiên liệu thải Tái chế xử lý nhiên liệu Lưu trữ khô xa nhà máy lưu trữ thùng khô Tái chế nhiên liệu Nhiên liệu thải tái sản xuất thành vật liệu hạt nhân sử dụng lại thải Tái chuyển đổi thành U3O8 Urani tái chế thành U3O8 (Rep U) Đồng chuyển đổi (Co- Urani Plutoni sản xuất thành dạng bột MOX conversion) thành nhiên liệu dạng bột MOX (…) Sản xuất nhiên liệu thành Bột MOX nén thành thỏi thỏi MOX 89 Chuyển đổi nhiên liệu thải Sản xuất nhiên liệu thành Các thỏi MOX sản xuất thành bó nhiên liệu bó MOX MOX Chuyển đổi nhiên liệu thải Nhiên liệu thải đủ điều kiện để đưa lưu trữ lâu dài vĩnh viễn (spent fuel conditioning) Xử lý nhiên liệu thải Xử lý nhiên liệu thải Nhiên liệu thải sẵn sàng đưa lưu trữ vĩnh cửu Các hoạt động công nghiệp Sản xuất nước nặng Nước nặng sản xuất cho lò nước nặng áp lực liên quan Sản xuất hợp kim Ziconi Hợp kim Ziconi sản xuất Sản xuất vỏ bọc nhiên liệu Các vỏ bọc nhiên liệu Ziconi sản xuất từ hợp kim Ziconi Sản xuất cấu trúc khác bó nhiên liệu từ Ziconi Giao thông vận tải Tất khâu vận chuyển công đoạn thực liên kết chặt chẽ với Quản lý chất thải Tất chất thải phóng xạ phân loại để tái chế, lưu trữ tạm thời vĩnh viễn 90 PHỤ LỤC THANG SỰ CỐ HẠT NHÂN QUỐC TẾ (INES – INTERNATIONAL NUCLEAR EVENT SCALE) [2] Cấp độ Sự cố Tiêu chuẩn Ví dụ tham khảo Tiêu chuẩn 1: Tiêu chuẩn 2: Tiêu chuẩn 3: Ảnh hưởng bên Ảnh hưởng bên Suy giảm phòng vệ chiều sâu Tai nạn Chất phóng xạ rò rỉ Lò phản ứng số nghiêm trọng bên nghiêm trọng nhà máy phát Chất phóng xạ rò rỉ điện bên tương đương Chernobyl khoảng vài chục nghìn 1986) hạt nhân (năm Terra Becquerel Tai nạn nghiêm trọng Là tai nạn lớn Chất phóng xạ rò rỉ bên nhiều Chất phóng xạ rò rỉ bên tương đương khoảng vài nghìn đến vài chục nghìn Terra Bequerel Tai nạn Một lượng tương đối Lõi lò phản ứng Lò phản ứng số ảnh chất phóng xạ rò rỉ bị nhà máy điện hưởng bên bên Tâm lò phản nghiêm trọng ứng tường chắn Mile Island (năm xạ bị phá hỏng nghiêm 1979) với tổn hại hạt nhân Three– trọng nạn Một lượng nhỏ chất Lõi lò phản ứng Sự cố nhà máy điện không phóng xạ bị rò rỉ bên bị tổn hại hạt với ảnh hưởng Mức độ phơi nghiêm trọng/ Laurent (năm 1980) đáng kể bên nhiễm khoảng vài mSv Lượng nhiễm xạ Nhà máy chế tạo cá nhân gây chết nhân nguyên liệu Tokai– cộng đồng viên bên Mura (năm 1999) Tai nhân Saint sở Hiện Sự cố nghiêm Một lượng nhỏ chất Bên bị ô Mất phòng vệ Sự cố cháy nổ tượng trọng phóng xạ bị rò rỉ bên nhiễm chiều sâu thiết bị làm cứng bất Mức độ phơi trọng chất nhựa đường (năm thườn nhiễm khoảng vài mSv phóng xạ/ lượng 1997) g cá nhân phơi nhiễm Sự cố nhà máy điện cộng đồng mức gây hạt nhân Van de los ảnh hưởng cấp (năm 1989) nghiêm tính Hiện tượng Bên bị ô Phòng vệ chiều Sự cố lò phản ứng bất thường nhiễm sâu bị suy yếu số nhà máy điện nghiêm trọng chất phóng 91 hạt nhân Leningrad (năm 1992) xạ/ lượng phơi Sự cố vỡ ống truyền nhiễm vượt lò phản ứng số mức giới hạn nhà máy điện cho phép Quảng Tây (năm năm theo 1991) quy định Bất thường Sai lệch khỏi phạm vi giới hạn vận hành Dưới Dưới mức đánh giá mức 0+ Sự cố gây ảnh hưởng đánh đến giá toàn 0– an Sự cố có liên quan đến toàn Không thuộc đối tượng Hiện tượng không ảnh hưởng đến vấn đề an toàn đánh giá 92 an PHỤ LỤC BẢNG MỘT SỐ SẢN PHẨM PHÂN HẠCH VÀ PHÂN RÃ CHUỖI CỦA CHÚNG [17] 93 PHỤ LỤC CÁC PHẢN ỨNG (γ, n) T1/2 Eγ(MeV) En(MeV) Hiệu suất* (nơtron/s 14,8 2,76 0,8 29 x 104 Na + Be 14,8 2,76 0,2 14 Mn + D2O 2,6 2,7 0,2 0,3 Mn + Be 2,6 1,8; 2,1; 2,7 0,15; 0,3 2,9 Ga + D2O 14 2,5 0,13 6,9 14 1,8; 2,2; 2,5 0,2 5,9 In + Be 54 phút 1,8; 2,1 0,2 0,8 Sb + Be 60 ngày 1,67 0,02 19 La + D2O 40 2,5 0,15 0,7 40 2,5 0,6 0,2 Nguồn 24 Na + D2O 24 56 56 72 72 Ga + Be 116 124 140 140 La + Be * Hiệu suất tính mg hạt nhân nguồn phóng xạ 94 [...]... lò phản ứng Đối với lò nước sôi (BWR), thùng lò được thiết kế cao hơn so với lò nước áp lực (PWR) Do đó, bể chứa nhiên liệu thải cũng được thiết kế cao hơn Hình 1 .22 là sơ đồ thiết kế chung của 22 lò BWR Mark I đang hoạt động tại Hoa Kỳ 32 Hình 1 .22 Cấu trúc lò phản ứng G.E Mark I BWR [21 ] Hình 1 .23 Sơ đồ mặt cắt nhà máy điện hạt nhân kiểu nước nhẹ áp lực (PWR) [21 ] Bể chứa nhiên liệu thải của lò PWR. .. tiêu biểu là lò PWR (phần mềm mô phỏng sử dụng trong luận văn này mô phỏng bể nhiên liệu thải từ lò PWR 2 vòng) 21 Hình 1.17 Thành phần nhiên liệu cho lò PWR có thể tái sử dụng [21 ] Nhìn vào biểu đồ trên hình 1.17 nhận thấy rằng 97% thanh nhiên liệu thải có thể tái sử dụng được (bao gồm 95% U -23 8, 1% Pu, 1%U -23 5), 3% còn lại là chất thải có hoạt độ phóng xạ rất cao bao gồm các sản phẩm phân hạch và... tường của bể được xây dựng bằng bê tông cốt thép có độ dày từ 4-8 feet (1 ,2- 2,4 m) Bể chứa được bọc lớp thép không gỉ dày ¼ đến ½ inch (6-13mm), lớp thép này được cố định vào bê tông bằng các đinh tán Dưới bể là các kệ lưu trữ các bó nhiên liệu Một số bể có ngăn riêng để chứa nhiên liệu trong quá trình nạp và dỡ nhiên liệu Hình 1 .24 Bố trí giá chứa nhiên liệu và mức nước trong bể nhiên liệu thải Kệ lưu... 6,5 64,0 32 ngày 52- Te-1 32 4 ,28 3 ,20 4 ngày 41-Nb-95 6,5 34,985 ngày 44-Ru-103 3,1 39 ,24 7 ngày 53-I-135 6,39 6,57 giờ 53-I-131 2, 88 8, 023 3 ngày 57-La-140 6, 32 1,6785 ngày 60-Nd-147 2, 23 10,98 ngày 56-Ba-140 6,31 12, 753 ngày 61-Pm-147 2, 23 2, 623 4 năm (%) 22 55-Cs-137 6 ,22 30,05 năm 35-Br-85 1,3 2, 9 phút 42- Mo-99 6,13 65,94 giờ 36-Kr-85m 1,3 4,48 giờ 43-Tc-99 6,13 2, 111 năm 54-Xe-135m 1 ,22 15 ,29 phút 58-Ce-141... gian chứa nhiên liệu thải đang được xây dựng [22 ] Các lỗ lớn ở trung tâm bức ảnh bên trái cho phép các nhân viên vào bên trong cấu trúc của 26 lò phản ứng Một lỗ nhỏ phía dưới bên trái của bức ảnh (một phần bị che khuất bởi cốt thép đang đổ bê tông) cho phép lấy nhiên liệu từ lò phản ứng sang bể chứa nhiên liệu thải Cấu trúc chứa lò phản ứng được lót thép và bọc bê tông cốt thép trong khi bể chứa nhiên. .. suất nhiệt phân rã tức thời trong bể nhiên liệu thải (MW) τ : thời gian từ khi tắt lò phản ứng (s) Qn: công suất nhiệt phân rã của các bó nhiên liệu đã tải trước đó vào bể Tốc độ sinh nhiệt của các bó nhiên liệu này được xem không đổi từ khi tắt lò cho đến khi hoàn tất tải nhiên liệu vào lò phản ứng (MW) n: số chu kỳ tiếp nhiên liệu 28 QR(τ): công suất nhiệt phân rã sinh ra từ các bó nhiên liệu mới được... 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. .. lò nước nhẹ áp lực, khoảng một phần tư đến một phần ba tổng tải nhiên liệu của lò phản ứng được lấy ra từ lõi theo chu kì từ 12 đến 18 tháng và thay thế bằng nhiên liệu mới Nhiên liệu thường được di chuyển từ lò phản ứng đến bể nhiên liệu thải bằng các hệ thống xử lý tự động, mặc dù một số nơi hệ thống điều khiển bằng tay vẫn còn sử dụng Các bó nhiên liệu vừa được đưa ra từ lõi thường được để tách biệt... Hình 1 .21 phải là bộ phận để di chuyển nhiên liệu trong bể chứa nhiên liệu thải Bộ phận này được chạy trên các thanh ray nằm ngang Phần tường màu tối phía sau chính là phần có màu xanh ở hình 1 .21 trái Một vấn đề xảy ra khi lưu trữ nhiên liệu thải dưới bể nước là các tia phóng xạ sẽ làm cho các phân tử nước phân ly sinh ra các phân tử hyđrô tạo nguy cơ xảy ra các vụ nổ Vì vậy, trong bể nhiên liệu thải. .. liệu mới được tải vào bể nhiên liệu thải (MW)  Sự gia tăng nhiệt độ của nước quanh hốc chứa nhiên liệu (spent fuel pit) Nhiệt độ của nước trong bể nhiên liệu thải tăng lên do nhiệt từ các bó nhiên liệu sinh ra Do đó, nước trong bể cần phải được làm mát kịp thời để duy trì nhiệt độ của bể ổn định Nhiệt tức thời sinh ra từ nhiên liệu thải sẽ được hệ thống làm mát và lọc (SFPCPS – Spent Fuel Pit Cooling ... 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 ... 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... lò PWR (phần mềm mô sử dụng luận văn mô bể nhiên liệu thải từ lò PWR vòng) 21 Hình 1.17 Thành phần nhiên liệu cho lò PWR tái sử dụng [21 ] Nhìn vào biểu đồ hình 1.17 nhận thấy 97% nhiên liệu thải