i

LỜI CẢM ƠN
Đầu tiên, tôi xin gửi lời cảm ơn chân thành nhất đến TS. Lê Bảo Trân người đã
hết lòng giúp đỡ tôi trong việc nghiên cứu, hỗ trợ tài liệu cũng như hướng dẫn tôi hoàn
thành tốt kha lun này đúng tiến độ với kết quả khả quan nhất.
Đng thời cũng xin gửi lời cảm ơn đến ThS. Phan Lê Hong Sang đã c nhng
 kiến đng gp và nhng nhn xt qu bu v nội dung cũng như hnh thức đ kha
lun được hoàn chnh hơn.
Chân thành gửi lời cảm ơn chân thành đến các thầy cô Bộ Môn Vt Lý Hạt Nhân
khoa Vt Lý – Vt Lý Kỹ Thut trường Đại Học Khoa Học Tự Nhiên Thành Phố H
Chí Minh, nhng người đã tạo điu kiện tốt nhất cho tôi v môi trường cũng như
nhng ý kiến đng gp qu bu đ hoàn thành kha lun.
Xin cảm ơn tất cả thầy cô cũng như bạn bè và gia đnh đã giúp đỡ ủng hộ v mặt
tinh thần cũng như kiến thức cần thiết trong suốt thời gian hoàn thành kha lun.
Kha lun c th còn nhng thiếu sót nên mong nhn được nhng ý kiến đng
góp thêm từ quý thầy cô.




Thành Phố H Chí Minh tháng 7 năm 2014
Tác giả kha lun
Lê Nguyễn Huy Hoàn
ii

MC LC
LỜI CẢM ƠN i
DANH MC BẢNG BIU v
DANH MC HNH V vi
LỜI MỞ ĐẦU viii

CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN V NĂNG LƯỢNG HẠT NHÂN 1
1.1. Tnh hnh năng lượng nguyên tử thế giới và Việt Nam 1
1.2. Phân loại các lò phản ứng hiện nay 4
1.2.1. Thế hệ lò phản ứng I 4
1.2.2. Thế hệ lò phản ứng II 5
1.2.3. Thế hệ lò phản ứng III và III+ 5
1.2.4. Thế hệ lò phản ứng IV 6
CHƯƠNG 2: VT L LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN 7
2.1. Phản ứng phân hạch hạt nhân 7
2.2. Làm chm neutron 10
2.3. Độ phản ứng 12
CHƯƠNG 3: NGUYÊN L HOẠT ĐNG V CẤU TẠO CỦA LÒ PHẢN
ỨNG NƯỚC SÔI BWR 13
3.1. Tổng quan và lịch sử lò phản ứng hạt nhân BWR 13
3.2. Cấu tạo chi tiết lò phản ứng BWR 15
3.2.1. Hệ thống nhà lò BWR 15
3.2.2. Thùng lò phản ứng 15
iii

3.2.3. Hệ thống thanh nhiên liệu 17
3.2.4. Hệ thống thanh điu khin 18
3.2.5. Hệ thống tuần hoàn lưu lượng nước trong lò 19
3.2.6. Hệ thống an toàn lò phản ứng BWR 21
3.2.6.1. Hệ thống thông gió lò phản ứng 21
3.2.6.2. Hệ xử lý khí thải dự phòng 22
CHƯƠNG 4: PHẦN MM MÔ PHỎNG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN BWR_V3
VÀ MÔ PHỎNG SỰ CỐ THANH ĐIU KHIN 24
4.1. Giới thiệu chung v phần mm BWR_V3 24
4.1.1. Giới thiệu phần mm 24
4.1.2. Chạy chương trnh mô phỏng 24

4.1.3. Cc đặc đim chung của phần mm 25
4.1.4. Các giao diện màn hình hin thị chính 27
4.1.4.1. Màn hình kim soát công suất / Bản đ lưu lượng BWR 27
4.1.4.2. Màn hnh độ phản ứng và kim soát BWR 28
4.1.4.3. Màn hnh turbine my pht điện BWR 29
4.1.4.4. Màn hnh nước cấp và sự chia tch hơi 30
4.2. Mô phỏng sự cố ở thanh điu khin 31
4.2.1. Rút thanh điu khin không chủ đích 31
4.2.1.1. Mô tả sự cố 31
4.2.1.2. Thiết lp mô phỏng sự cố 31
4.2.1.3. Kết quả mô phỏng 32
iv

4.2.1.4. Phân tích kết quả 35
4.2.2. Chèn thanh điu khin không chủ đích 36
4.2.2.1. Mô tả sự cố 36
4.2.2.2. Thiết lp mô phỏng 36
4.2.2.3. Kết quả 36
4.2.2.4. Phân tích kết quả 40
KẾT LUN VÀ KIẾN NGHỊ 42
1. Kết lun 42
2. Kiến nghị 43
TÀI LIỆU THAM KHẢO 44
PH LC 45
v


DANH MC BẢNG BIU
Bảng 1.1 Thống kê số lượng lò phản ứng trên thế giới và công suất điện đng gp
…………………………………………………………………………… 3

Bảng 1.2 Đặc tính và thông số của các lò thế hệ IV đang được nghiên cứu ………… 6
Bảng 2.1 Năng lượng ngưỡng và năng lượng liên kết của một số hạt nhân…………… 8
Bảng 3.1 Một số thông số chính của loại lò BWR - 1100 MW………………………. 14
Bảng 4.1 Các thông số lò khi hoạt động bnh thường………………………………… 31











vi

DANH MC HNH V
Hnh 1.1. Cc thế hệ lò phản ứng pht trin theo thời gian 4
Hnh 3.1. Cấu tạo thùng lò phản ứng BWR 16
Hnh 3.2. B nhiên liệu và viên nhiên liệu 18
Hnh 3.3. Sơ đ hệ thống tuần hoàn nước 20
Hnh 3.4. Sơ đ hệ thống xử lý khí thải dự phòng 23
Hnh 4.1. Cc bo động trạng thái lò trong phần mm 25
Hnh 4.2. Cc thông số chính 26
Hnh 4.3. Giao diện BWR Power / Flow Map & Controls 27
Hnh 4.4. Giao diện BWR Reactivity & Setpoints 28
Hnh 4.5. Giao diện BWR Turbine Generator 29
Hnh 4.6. Giao diện BWR Power / Flow Map & Controls 30
Hnh 4.7. Công suất lò phản ứng (%) 32

Hnh 4.8. Công suất nhiệt (%) 33
Hnh 4.9. Công suất my pht (%) 33
Hnh 4.10. Lưu lượng nước trong li (kg/s) 34
Hnh 4.11. p suất lò (kPa) 34
Hnh 4.12. Công suất lò phản ứng (%) 37
Hnh 4.13. Công suất nhiệt (%) 37
Hnh 4.14. Công suất my pht (%) 38
Hnh 4.15. p suất lò (kPa) 38
Hnh 4.16. Lưu lượng nước trong li (kg/s) 39
vii

Hnh 4.17. Chiu dài sôi (m) 39
Hnh PL.1. Giao diện BWR Control Loops 45
Hnh PL.2. Giao diện BWR Scram Parameters 46
Hnh PL.3. Giao diện BWR Trend 47













viii


LỜI MỞ ĐẦU
Hiện nay ta đang sống trong thế kỷ 21, một thế kỷ mà các hoạt động sống, sinh
hoạt, các nhu cầu của con người ngày càng tăng cao khi dân số thế giới đạt mốc 7 tỷ
người. Đi cùng với việc dân số tăng nhanh th sự phát trin của xã hội, khoa học kỹ
thut của loài người càng diễn ra với tốc độ nhanh. Chính vì sự phát trin đ đã gây ra
sự thiếu hụt v năng lượng phục vụ cho con người ở thời đim hiện tại.
Đối với vấn đ năng lượng, ta có khá nhiu phương php đ chuyn hóa nhiên
liệu thành năng lượng ta cần. Tuy vy vấn đ v tr lượng và môi trường mới là nhng
trở ngại cần lưu tâm nhất. Bên cạnh các nhiên liệu hóa thạch hay dùng ta không th
phủ nhn năng lượng hạt nhân tuy là một loại năng lượng mới nhưng sản lượng mà nó
đng gp cho đời sống hiện nay là không h nhỏ.
Điện hạt nhân là một kỹ thut mới đem lại nhng lợi ích cho chúng ta mà không
gây hại nhiu đến môi trường cũng như chất lượng phục vụ cũng kh cao. Nhưng đ
hiu hết các vấn đ liên quan đến điện hạt nhân thực sự là một vấn đ kh khăn, nhân
lực có các kỹ năng xử lý, kiến thức cần biết khi sử dụng ngun năng lượng này cũng
không nhiu. Lợi ích là không th phủ nhn nhưng an toàn vẫn là phần quan trọng nhất
và đối với điện hạt nhân thì vấn đ an toàn lại càng được bảo đảm tuyệt đối.
Nhng việc ta cần làm hiện nay là tìm hiu thấu đo v cách thức hoạt động, cấu
tạo cũng như kỹ năng xử lý các vấn đ v điện hạt nhân, đ là l do tc giả chọn đ tài
“Khảo st sự cố do thanh điu khin trong lò phản ứng BWR bng phần mm mô
phỏng BWR_V3”. Trong kha lun này ta sẽ phân tích v một số sự cố của lò nước sôi
BWR trên phần mm mô phỏng BWR_V3 đ hiu thêm v cc hiện tượng khi c sự
cố.


ix

Kha lun này sẽ bao gm các phần chính:
Chương 1: Tổng quan năng lượng hạt nhân, ở đây ta sẽ tìm hiu v lịch sử ra đời và
phát trin của cc nhà my điện hạt nhân. Bên cạnh đ ta sẽ sơ lược qua các thế hệ lò

phản ứng đã và đang pht trin.
Chương 2: L thuyết lò phản ứng hạt nhân, trong chương này ta sẽ tp trung tìm hiu
v lý thuyết của neutron cùng các phản ứng trong lò phản ứng hạt nhân.
Chương 3: Cấu tạo lò phản ứng nước sôi BWR, chương này sẽ bao gm cấu tạo cũng
như nguyên l hoạt động của một lò phản ứng hạt nhân loại nước sôi.
Chương 4: Phần mm mô phỏng lò phản ứng hạt nhân BWR_V3 và Mô phỏng sự cố
thanh điu khin. Ta sẽ dùng phần mm BWR_V3 đ khảo st hai sự cố liên quan đến
hệ thống thanh điu khin.

1

CHƯƠNG 1
TỔNG QUAN V NĂNG LƯỢNG HẠT NHÂN
1.1. Tình hình năng lượng nguyên tử th gii v Vit Nam
Cuộc sống xung quanh ta đang c nhng bước phát trin liên tục v nhiu mặt
kinh tế, văn ha, xã hội, công nghệ… và đi kèm với sự phát trin đ là vấn đ v nhiên
liệu cho các hoạt động sống và sản xuất. Hiện nay đ phục vụ cho đời sống, con người
đang sử dụng nhiu ngun nhiên liệu khc nhau như than đ, dầu mỏ, các ngun khí
đốt khc… Tuy vy đối với nhng loại nhiên liệu không th tái sinh này thì chúng ch
có th duy trì trong khoảng thời gian không lâu vì sự khai thác và sử dụng quá mức của
con người ( than đ 5 t tấn/ năm, dầu mỏ 30 tỷ thùng/ năm…).
Các nhiên liệu trên c đng gp rất to lớn trong các ngành ngh hiện tại đặc biệt
là trong công nghiệp vì có tr lượng lớn và hiệu quả sử dụng cao nhưng chính nhng
loại nguyên liệu hóa thạch lại là nguyên nhân gây ra hiện tượng nóng lên toàn cầu do
lượng khí cacbonic mà chúng thải ra khi ta sử dụng. Ước tính mỗi năm lượng khí
cacbonic do các nhiên liệu hóa thạch thải ra đạt 21,3 t tấn và có th tăng hơn so với
nhng năm trước đ. Điu này làm cho sự ô nhiễm môi trường trên toàn thế giới đến
mức đng bo động, ảnh hưởng rất xấu đến sức khỏe cũng như tính mạng con người.
Hiện tại dân số thế giới đã đạt hơn 7 t người, điu đ c nghĩa nhu cầu v năng lượng
nhiu hơn bao giờ hết và bài toán v ngun năng lượng lại được đặt ra khi mà nhng

nhiên liệu trên đang trên đà cạn kiệt. Và ngun năng lượng mới mà thế giới đang
hướng tới ở thời đim hiện tại là năng lượng nguyên tử, một loại năng lượng được con
người phát minh ra vào nhng năm của thế k 20 nhm thay thế cho nhng ngun năng
lượng cũ. Năng lượng hạt nhân là một ngun năng lượng mới ra đời sau nhưng n
mang lại nhng lợi ích to lớn phục vụ cho xã hội và cuộc sống con người. Đi đầu là sự
xuất hiện của nhng nhà máy tạo ra ngun điện hạt nhân từ ngun nhiên liệu là
2

Uranium 235 (U-235). Nhng nhà máy nhỏ đầu tiên do Hoa Kỳ sản xuất chủ yếu đ
phục vụ trong các mục đích quân sự.
Năm 1954 nhà my điện hạt nhân đầu tiên được xây dựng và đi vào họat động tại
Obninsk (Matxcova – Liên Xô cũ) với công suất hoạt động 5MW cung cấp đủ cho nhu
cầu sinh hoạt và sản xuất của 2000 hộ dân tại thời đim đ.
Và lò phản ứng hạt nhân dùng cho mục đích thương mại đầu tiên được xây dựng
tại thung lũng Calder, và chính thức đi vào họat động vào ngày 17/10/1956. Bảng 1.1
cho chúng ta số liệu thống lê số lượng lò phản ứng được sử dụng trên thế giới tính đến
ngày 26-2-2012.
Sau nhng lợi ích mà điện hạt nhân mang lại cc nước trên thế giới cũng c
nhng hoạt động v sử dụng năng lượng hạt nhân với nhng nhà my điện hạt nhân
mới được xây dựng ở nhiu nơi trên thế giới với mục đích phục vụ đời sống con người.
Và đi cùng trong đ c Việt Nam chúng ta với dự án xây dựng hai nhà my điện hạt
nhân đầu tiên cho mục đích pht điện ở xã Phước Dinh và xã Vĩnh Hải tnh Ninh
Thun và đưa vào lưới điện quốc gia vào năm 2020 ( nay đã lùi thời đim khởi công).
Đến thời đim hiện tại với dân số hơn 90 triệu người và nhu cầu v điện sẽ còn tăng
cao trong thời gian tới th điện hạt nhân cũng là một cách giải quyết tối ưu cho nước ta
hiện nay. Theo tính toán của Tp đoàn Điện lực Việt Nam (EVN) tổ my đầu tiên được
đưa vào vn hành sẽ cung cấp khoảng 1% tổng lượng điện tiêu thụ trong cả nước và
đến khi hoàn thành toàn bộ, hai nhà máy này sẽ cung cấp lượng điện tăng dần, từ 6%
tổng lượng điện cả nước vào năm 2030 lên 20 - 25% vào năm 2050. Như vy lượng
điện năng mà nhà my điện hạt nhân đng gp vào chiếm một phần không h nhỏ cho

nhu cầu điện của nước ta. Mặc dù vy, hiện nay nhà nước đã quyết định lùi thời gian
thi công đ có thời gian chuẩn bị và ổn định vấn đ chuyên môn và nhân lực cho nhà
my điện hạt nhân.
3

Bảng 1.1. Thống kê số lượng lò phản ứng trên thế giới và
công suất điện đng gp [6]

Quốc gia
Số lượng
Tổng công suất
(MW)
Hoa Kỳ
104
101240
Pháp
58
63130
Nht Bản
50
44215
Liên bang Nga
33
23643
Hàn Quốc
23
20671
Ấn Độ
20
4391

Canada
18
12624
Vương quốc Anh
18
9920
Trung Quốc
16
11688
Ukraina
15
13107
Thụy Đin
10
9326
Đức
9
12068
Tây Ban Nha
8
7567
B
7
5927
Cộng Hòa Sc
6
3766
Thụy Sỹ
5
3263

Phần Lan
4
2736
Hungary
4
1889
Slovakia
4
1816
Pakistan
3
725
Argentina
2
923
Brazil
2
1884
Bulgaria
2
1906
Mexico
2
1300
Romania
2
1300
Nam Phi
2
1830

Armenia
1
375
Iran
1
915
Hà Lan
1
482
Slovenia
1
688
Tổng
437
370345
4

1.2. Phân loại các lò phản ứng hin nay
Các loại lò phản ứng trên thế giới được gọi tên theo cấu tạo, nguyên lý hoạt động,
ở đây ta sẽ chú ý vào một số loại lò được sử sụng với số lượng nhiu nhất và công suất
cao trên thế giới bao gm PWR (Pressurized Water Reactor), BWR,… Đ hiu r hơn
v các lò phản ứng theo thời gian ta chia các loại lò này ứng với mỗi thế hệ khác nhau.
Chung quy lại từ nhng năm 50 của thế kỷ 20 thì có th coi có bốn thế hệ lò phản ứng
chính là các thế hệ I, II, III và IV.


Hình 1.1. Cc thế hệ lò phản ứng pht trin theo thời gian
1.2.1. Th h lò phản ứng I
Như đã ni đến, các lò phản ứng được dùng cho mục đích pht điện đầu tiên được
vn hành vào nhng năm 50 thế kỷ 20 như lò ở Obninsk (Liên Xô) năm 1954 hay ở

thung lũng Calder năm 1956 đu là nhng lò thuộc thế hệ đầu tiên. Nhng lò phản ứng
ở thế hệ này có công suất hoạt động khá thấp được xây dựng chủ yếu ở cc nước như
Mỹ, Liên Xô, Anh…Cc lò này c thiết kế khác nhau tùy theo mỗi nước nhưng v
nguyên lý hoạt động th tương đng như nhau.
5

Các lò tiêu biu của thế hệ này có th k đến là Shippingport của Mỹ, Dresden-1,
Magnox và Calder Hall-1 của Anh… Ở đây ta thấy có th tuy cùng một thế hệ nhưng
đã c sự khác nhau v thiết kế Shippingport là loại lò áp lực sử dụng chất làm chm
nước nhẹ với công suất khoảng 60 MW, Dresden-1 là lò nước sôi BWR cũng dùng chất
làm chm là nước nhẹ và công suất khoảng 207 MW…
1.2.2. Th h lò phản ứng II
Thế hệ thứ hai được cải tiến và phát trin từ thế hệ nguyên mẫu v các thiết kế
cũng như c thêm nhng thiết kế lò mới đ nâng cao hiệu quả sử dụng. Các lò ở thế hệ
này bắt đầu được sử dụng từ khoảng năm 1970 chủ yếu phục vụ mục đích thương mại.
Sử dụng nhiên liệu là Uranium dioxide với độ làm giàu khoảng từ 0,7% đến 4% và
được bọc bởi hợp kim Zirconium. Ngoài ra đim nổi bt ở giai đoạn này người ta đã
bắt đầu sử dụng công nghệ điu khin lò phản ứng không cần người điu khin bng cơ
khí hay điện năng.
1.2.3. Th h lò phản ứng III v III+
Thế hệ lò này được xây dựng và phát trin vào năm 1990 với nhng ưu đim vượt
trội so với thế hệ trước v tính an toàn và tự động cao. Các lò trong thế hệ này có thiết
kế gọn hơn mà vẫn đạt được hiệu suất cao kết hợp với khả năng bảo vệ khi có sự cố
xảy ra trong quá trình hoạt động. Thời gian xây dựng và chi phí cũng giảm đi nhiu so
với trước đng thời việc bảo tr cũng đơn giản hơn. Loại lò đặc trưng nên nhắc đến là
ABWR ( Advanced Boiling Water Reactor) được phát trin và xây dựng ở Nht Bản,
APWR (Advanced Pressurized Water Reactor) do Westinghouse thiết kế,… Các loại lò
này đã được sử dụng rộng rãi trên cả thế giới do nhng ưu đim của chúng. Bên cạnh
đ là sự phát trin thêm của thế hệ lò III+ bng việc đưa vào cc hệ thống thụ động tự
duy trì trạng thái an toàn mà không cần điu khin đ đạt độ an toàn nhất định.

6

1.2.4. Th h lò phản ứng IV
Theo sau sự phát trin v khoa học công nghệ thì nhng khái niệm đầu tiên v thế
hệ lò mới này cũng dần hnh thành và bù đắp cho nhng khuyết đim của các thế hệ cũ.
Xu hướng của các lò phản ứng này là hạn chế khí thải ra từ các phản ứng hạt nhân tạo
thành một vòng khép kín tái chế các chất thải ra, đạt độ an toàn tối đa và hoàn toàn tự
động. Sử dụng chất hấp thụ có th chy được đ tăng thời gian sử dụng nhiên liệu. Đặc
tính và thông số của một số lò phản ứng trong thế hệ này được ghi trong bảng 1.2.
Bảng 1.2. Đặc tính và thông số của cc lò thế hệ IV đang được nghiên cứu [8]

Phổ
neutron
Chất
làm
mát
Nhit
độ,
o
C
Áp suất
Nhiên
liu
Công
suất
(MW)
Sản phẩm
Lò phản ứng
nhanh làm mát
bng khí

Nhanh
Hêli
850
Cao
U-238
288
Điện,
hyđro
Lò phản ứng
muối nng chảy
Trên
nhiệt
Muối
florua
700-800
Thấp
UF
6
trong
muối
1.000
Điện,
hyđro
Lò phản ứng
siêu tới hạn làm
mt bng nước
Nhiệt
hoặc
nhanh
Nước

510-550
Rất cao
UO
2

1.500
Điện
Lò phản ứng
nhiệt độ rất cao
Nhiệt
Hêli
1.000
Cao
UO
2
(lăng
trụ hoặc
viên)
250
Điện,
hyđro
7

CHƯƠNG 2
VT L LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN
2.1. Phản ứng phân hạch hạt nhân
Trong vt lý lò phản ứng, phản ứng phân hạch hạt nhân là phản ứng quan trọng
nhất. Trong phản ứng này khi một neutron va chạm với một hạt nhân nguyên tố nặng
sẽ khiến hạt nhân nặng bị chia thành hai hạt nhân con có khối lượng nhỏ hơn, phát ra từ
các bức xạ tia gamma (γ), hạt beta (β), hạt alpha (α). Phản ứng phân hạch kéo theo một

năng lượng lớn được giải phng, đng thời có hai hoặc ba neutron được tạo ra. Các
neutron này sẽ tiếp tục va chạm với các hạt nhân khc và qu trnh đ cứ thế tiếp diễn.
Như vy là xuất phát từ một sự phân hạch trong khối nhiên liệu, nếu ta không khống
chế các neutron, thì có th sinh ra ít nhất là hai sự phân hạch. Nhng phân hạch thành
chuỗi như vy được sẽ tạo nên phản ứng dây chuyn, đây là phản ứng chính trong sự
hoạt động của nhà my điện hạt nhân.
Cơ chế của phản ứng này được miêu tả bng mô hình mẫu giọt [1]. Hạt nhân
được coi là “một giọt chất lỏng” mang điện tích dương tn tại do sự cân bng gia lực
đẩy Coulomb của các proton với lực hút hạt nhân và sức căng mặt ngoài. Sự phân hạch
hạt nhân xảy ra khi chỗ nối bị đứt. Điu kiện phân hạch là năng lượng kích thích
E
*
> E
ng
. Trong đ E
ng
là mức năng lượng ngưỡng đặc trưng của mỗi hạt nhân đ xảy
ra phản ứng phân hạch. Năng lượng ngưỡng và năng lượng liên kết của cc hạt nhân
được mô tả trong bảng 2.1. Quá trình phân hạch xảy ra đối với hạt nhân có A > 80. Tuy
nhiên trong lò phản ứng ch xảy ra sự phân hạch của các hạt nhân có số khối
90 ≤ A ≤ 97. Thông thường, trong các lò phản ứng sử dụng các hạt nhân: Th-232
(Thorium),U-233 , U-235, U-238, Pu-239 (Plutonium). Khi hấp thụ neutron, hạt nhân
tạo thành hạt nhân hợp phần tương ứng.


8

Bảng 2.1. Năng lượng ngưỡng và năng lượng liên kết của một số hạt nhân. [1]
Hạt nhân
Năng lượng ngưỡng

(MeV)
Hạt nhân hợp phần

Năng lượng liên
kt (MeV)
Th-232
U-233
U-235

U-238

Pu-239
5,9
5,5
5,75
5,85
5,5
Th-233

U-234

U-236

U-239

Pu-240
5,07
6,77
6,4
4,76

6,38

Theo số liệu trên ta thấy được đối với các hạt nhân U-233, U-235, Pu-239 có th
được phân hạch bởi cc neutron c năng lượng bất kỳ. Vy nên có th nói các hạt nhân
với số lẻ neutron được sử dụng cho phản ứng phân hạch. Hiện nay Uranium là nhiên
liệu được sử dụng nhiu trong nhà my điện hạt nhân, tuy vy Uranium trong thiên
nhiên thì U-235 ch chiếm khoảng 0,714%. Vì vy đ sử dụng Uranium làm nhiên liệu
ta cần phải tăng độ giàu Uranium lên trước khi sử dụng, tức là tăng nng độ hạt nhân
U-235 lên. Sau mỗi phản ứng phân hạch là sự xuất hiện của các mảnh vỡ phân hạch,
lượng tử γ, cc neutron mới sinh ra và neutrino. Các sản phẩm phân hạch này đng gp
một phần năng lượng tạo nên một năng lượng khoảng 200 MeV khi phản ứng phân
hạch xảy ra.
Trong lò phản ứng hạt nhân sự hoạt động của lò là dựa trên phản ứng dây chuyn.
Đây là phản ứng dựa trên nguyên tắc của phản ứng phân hạch hạt nhân. Đ duy trì hoạt
động ổn định của lò ta dựa trên hệ số nhân neutron k. Đây là hệ số cho ta biết t số
neutron sinh ra ở thế hệ i+1 so với thế hệ i. Từ đ ta đưa ra phương n xử l đ đảm
bảo cho sự hoạt động của lò.

9

Hệ số nhân k c ba trường hợp:
 k = 1 đây là lò đã đạt trạng thái tới hạn và cũng là chế độ hoạt động mà ta mong
muốn đạt được. Ở trạng thái này ta dễ dàng kim sot được quá trình hoạt động
của lò, lượng neutron sinh ra đủ đ duy trì phản ứng dây chuyn nhưng không
tăng vọt lên.
 k > 1 trạng thi này lò đạt trên tới hạn. Đây là giai đoạn khá nguy him vì công
suất sẽ tăng mạnh dẫn đến mất kim soát.
 k < 1 phản ứng dưới tới hạn, không th xảy ra phản ứng dây chuyn.
Đ tính ton hệ số nhân k ta đưa ra công thức bốn thừa số [1]:


k= ηµpf
(2.1)
Trong đ cc thừa số có ý nghĩa:
 Hệ số tái sinh neutron ():
Là tỷ số gia số lượng neutron sinh ra từ phân hạch với số lượng neutron nhiệt bị
hấp thụ trong nhiên liệu. Đối với Uranium tự nhiên giá trị đặc trưng này là 1,2.

















(2.2)
Với: 

và 

là tiết diện vi mô hấp thụ neutron nhiệt đối với U-235 và U-238.
N

5
và N
8
lần lượt là nng độ U-235 và U-238.


là tiết diện phân hạch của U-235 với neutron nhiệt.
: là số neutron trung bình sinh ra trên phân hạch nhiệt.

10

 Hệ số phân hạch nhanh (µ):
Là hệ số biu diễn sự tăng số lượng neutron nhanh do phân hạch nhanh của U-
238. Đối với Uranium tự nhiên giá trị đặc trưng này là 1,03.

 
  


(2.3)
 Xác suất thoát cộng hưởng (p):
Là xác suất neutron sẽ không trải qua quá trình bắt cộng hưởng trong U-238 trong
quá trình làm chm từ neutron nhanh xuống neutron nhiệt. Với Uranium tự nhiên giá
trị đặc trưng này là 0,9.

 



(2.4)

 Hệ số sử dụng neutron nhiệt (f):
Là t số neutron nhiệt bị hấp thụ bởi nhiên liệu so với tất cả số neutron nhiệt bị
hấp thụ trong toàn phản ứng. Đối với Uranium tự nhiên giá trị này là 0,94.

 















(2.5)
Với: 

là tiết diện hấp thụ neutron đối với Uranium.


là tiết diện hấp thụ neutron đối với vt liệu loại i.
2.2. Làm chậm neutron
Cc neutron sinh ra từ phản ứng phân hạch c 99% là neutron nhanh trong khi
đ đ lò hoạt động ta thường sử dụng neutron nhiệt tức là neutron được làm chm lại.

Do đ, người ta đặt vào lõi lò phản ứng cc môi trường vt liệu nhẹ, ví dụ như nước
thường, nước nặng, hoặc cacbon… Cc chất như vy được gọi là các chất làm chm
11

với hệ số làm chm của chúng khá cao. Khi va chạm với các hạt nhân của chất làm
chm, các neutron tán xạ trên chúng và truyn cho chúng một phần năng lượng của
mình. Vì vy, sau mỗi lần va chạm, năng lượng của neutron giảm dần, đến khi neutron
đạt đến vùng neutron nhiệt. Quá trình giảm năng lượng từ từ này của các neutron do
nhiu lần va chạm với các hạt nhân của chất làm chm được gọi là quá trình làm chm
neutron.
Khi va chạm hạt nhân chất làm chm, giả sử lúc đầu năng lượng neutron nhanh là
E thì sau một va chạm năng lượng trung bình của neutron đ sẽ được tính theo công
thức [2]:







 

 
 





(2.6)

Với: 


là năng lượng mất trung bnh trong mỗi va chạm.
A là số khối hạt nhân bia.
Ta đặt đại lượng ξ = ln


là độ mất năng lượng logarit trung bnh, đại lượng này được
sử dụng đ phản nh hai đại lượng quan trọng đ chọn lựa chất làm chm là khả năng
làm chm và hệ số làm chm.
Khả năng làm chm là ξ

s
và hệ số làm chm là ξ

s
/

a
. Trong đ

a
và

s

lần lượt là tiết diện hấp thụ và tiết diện tán xạ neutron của chất làm chm. Ta thấy được
sự làm chm càng lớn khi


s
càng lớn và thông thường ta lựa chọn chất làm chm dựa
trên hệ số làm chm càng lớn. Theo các nghiên cứu [1] ta thấy nước nặng là chất có hệ
số làm chm tốt nhất tuy nhiên việc sử dụng nước nặng còn hạn chế nhiu do khó sản
xuất, giá thành cao. Vì thế nên trong các lò phản ứng hạt nhân ta sử dụng nước thường
thay cho các vt liệu khác vì giá thành rẻ, dễ sản xuất và quản lý.
12

2.3. Độ phản ứng
Như đã ni trong qu trnh hoạt động của một lò phản ứng hạt nhân ta cần quan
tâm đến hệ số nhân k trong lò. Đ lò hoạt động ổn định, hệ thống phải duy tr sao cho
hệ số nhân k luôn bng 1 nghĩa là phản ứng dây chuyn đang xảy ra. Tuy vy c th v
một l do nào đ trong qu trnh vn hành c th khiến cho hệ số k lệch khỏi gi trị 1
khiến lò lệch trạng thi tới hạn. Đ kim sot và điu chnh vấn đ này ta đưa ra một
đại lượng đặc trưng cho sự thay đổi hệ số nhân k trong lò là độ phản ứng.
Độ phản ứng c th c gi trị dương hoặc âm biu thị cho ta biết công suất lò sẽ
tăng hay giảm. Thanh điu khin là bộ phn hấp thụ neutron sinh ra khi đưa vào vùng
hoạt và khiến công suất lò giảm xuống c nghĩa là thanh điu khin khi đưa vào lò sẽ
tạo ra độ phản ứng âm và khi rút ra là độ phản ứng dương cho lò. Ngoài ra còn c một
số yếu tố khc c th ảnh hưởng độ phản ứng trong lò như sự nhiễm độc xenon, sự tạo
x trong lò, hệ số nhiệt độ, hiệu ứng công suất… Đa số cc qu trnh này đu gây ra độ
phản ứng âm trong lò [1].
Ở đây ta sẽ tp trung vào sự thay đổi độ phản ứng do hiệu ứng bọt hơi gây ra v
khi thực hiện mô phỏng sự cố chèn thanh điu khin trong kha lun này th hệ số c
đng gp kh lớn trong việc thay đổi độ phản ứng. Cc bọt hơi sinh ra do sự sôi của
nước trong vùng hoạt của lò khiến cho hiệu ứng này xảy ra. Nhng bọt hơi này càng
nhiu sẽ khiến cho khả năng làm chm neutron của nước giảm đi. Điu này c nghĩa là
số neutron nhiệt sinh ra cũng giảm xuống do nước không làm chm được neutron
nhanh sinh ra từ phản ứng phân hạch khiến công suất lò giảm xuống. V vy ta chú 
rng hiệu ứng bọt hơi sẽ thêm vào vùng hoạt lò độ phản ứng âm. Hệ số đặc trưng của

hiệu ứng này là hệ số bọt hơi phụ thuộc vào t số lượng hơi pha trong nước trên th tích
tổng của hơi và nước trong vùng hoạt của lò. Như đã ni hiệu ứng bọt hơi khiến cho
công suất lò giảm nên khi hệ số bọt hơi càng tăng th công suất sẽ giảm xuống với tốc
độ càng tăng.
13

CHƯƠNG 3
NGUYÊN L HOẠT ĐNG V CẤU TẠO CỦA
LÒ PHẢN ỨNG NƯỚC SÔI BWR
3.1. Tổng quan v lịch sử lò phản ứng hạt nhân BWR
BWR là viết tắt của Boiling Water Reactor hay còn gọi là lò phản ứng nước sôi.
Như đã ni ở trên lò phản ứng BWR thuộc thế hệ lò phản ứng thứ II được sử dụng vì
mục đích hòa bnh là pht điện. BWR được nghiên cứu và phát trin bởi phòng thí
nghiệm quốc gia Hoa Kỳ Idaho và công ty General Electric vào nhng năm 50 của thế
kỷ 20. Nhà sản xuất chính của kiu lò này hiện nay là General Electric Hitachi Nuclear
Energy, bao gm công đoạn thiết kế và xây dựng. Lò phản ứng BWR được đưa vào sử
dụng thực tế vào khoảng năm 1960. Hiện nay số lượng lò BWR chiếm khoảng 20%
tổng số lò phản ứng hạt nhân trên thế giới.
BWR là loại lò sử dụng nước nhẹ vừa là chất tải nhiệt vừa là chất làm chm trong
vùng hoạt lò phản ứng. Khác với lò phản ứng nước áp lực PWR sử dụng hệ thống hai
vòng tuần hoàn sơ cấp và thứ cấp, lò BWR sử dụng công nghệ một vòng tuần hoàn trực
tiếp đơn giản hơn. Từ phía ngoài cc my bơm thông qua cc vòi phun sẽ đưa lượng
nước cần thiết vào thùng lò phản ứng. Lượng nước này di chuyn ở khoảng gia vch
ngăn thùng lò và vùng hoạt theo chiu từ trên xuống đi vào vùng hoạt lò phản ứng theo
chiu từ dưới lên. Tại vùng hoạt cc thanh nhiên liệu được đốt chy sinh ra một lượng
nhiệt lớn. Khi lò hoạt động thì nhiệt sinh ra tại tâm lò sẽ làm cho lượng nước cấp trong
li lò bay hơi. Lượng hơi sinh ra sẽ theo cc ống dẫn đến cc ngăn sấy và được sấy
khô, tuy nhiên lượng hơi này c mang theo kh nhiu phng xạ nên trên đường dẫn hơi
luôn c cc hệ thống an toàn đ lọc và khử phng xạ. Lượng hơi này sẽ được dẫn đến
quay turbine my pht điện, sau đ sẽ được ngưng tụ lại và sẽ được đưa quay lại vòng

tuần hoàn chính của lò. So với lò phản ứng nước áp lực thì thùng lò BWR có hình thức
gần giống nhưng c cc thông số khc hơn khi so snh gia 2 lò có công suất tương
14

đương. Ở đây lò BWR cũng sử dụng nhiên liệu phân hạch là Uranium và hoạt động ở
điu kiện nước tải nhiệt ở áp suất 7599,375 kPa và nhiệt độ nước ở tâm lò khoảng
285
0
C với hiệu suất hoạt động đạt khoảng từ 30 đến 40%. Cc thông số chính của lò
BWR công suất 1000 MW được cho trong bảng 3.1.
Bảng 3.1. Một số thông số chính của loại lò BWR - 1100 MW [6]
Thông số cơ bản của lò BWR
Công suất nhiệt
3293 MW
Công suất điện
1100 MW
Đường kính vùng hoạt
4,75 m
Độ làm giàu nhiên liệu
2,2 %
Số b nhiên liệu
764
Chiu dài thanh nhiên liệu
3,71 m
Tổng chiu dài b nhiên liệu
4,46 m
Trọng lượng nhiên liệu
142 tấn
Số thanh điu khin
185 thanh

p suất trong lò
6962,721 kPa
Chất tải nhiệt
H
2
O
Chất làm chm neutron
H
2
O
Lưu lượng chất tải nhiệt qua lò
48.103 t/h
Nhiệt độ chất tải nhiệt vào/ra lò
216/286
0
C

Vào thời đim hiện tại BWR vẫn là một trong hai loại lò được sử dụng nhiu
nhất trên thế giới (sau PWR). BWR là loại lò phản ứng hạt nhân có nguyên lý hoạt
động một vòng tuần hoàn trực tiếp đơn giản hơn cc loại khác mà vẫn đem lại lợi ích
15

kinh tế lớn cho xã hội. Tuy c ưu đim đơn giản nhưng ta cũng phải đặc biệt chú  đến
vấn đ an toàn của nhà my trước các yếu tố ngoại cảnh hay vấn đ con người. Thiết kế
BWR được ứng dụng ở nhà my điện hạt nhân Fukushima I, hiện nhà my này đang bị
hư hỏng trong trn động đất và sóng thần vào thng 3 năm 2011. Qua đ ta c th thấy
được tầm quan trọng của việc điu khin cũng như đối phó với các sự cố ngoài ý muốn
trong quá trình hoạt động của nhà máy điện hạt nhân.
3.2. Cấu tạo chi tit lò phản ứng BWR
3.2.1. H thống nh lò BWR

Tòa nhà lò là một kết cấu được thiết kế bng thép hoặc bê tông cốt thép, bao bọc
lò phản ứng. Tòa nhà lò phản ứng nước sôi được thiết kế đ chứa một lượng chất
phóng xạ thoát ra tại áp suất cực đại trong dải từ 410 - 1400 kPa tại bất kỳ trường hợp
sự cố nào. Kết cấu tòa nhà lò có th hoặc là thp đơn độc hoặc được áp thêm lớp che
chắn bê tông. Tòa nhà lò đng vai trò quan trọng trong việc bảo vệ không cho chất
phng xạ rò r ra môi trường ngoài.
Tòa nhà lò của BWR gm hai hệ nhà lò sơ cấp và thứ cấp. Nhà lò sơ cấp bao gm
bên trong là một b khô chứa lò phản ứng và hệ thống tải nhiệt. Trong trường hợp sự
cố có rò r thì chất tải nhiệt sẽ tràn đến hơi trong b khô đ nhanh chng điu áp. Các
ống thông hơi từ b khô hướng đến hơi ở dưới mực nước trong b ướt làm ngưng tụ
hơi. Cả hai b khô và b ướt được bao bọc bởi nhà lò thứ cấp. Trong quá trình vn
hành, áp suất bên trong nhà lò thứ cấp được duy trì thấp hơn so với áp suất khí quyn
bên ngoài đ hệ thống thông gi c th hoạt động.
3.2.2. Thùng lò phản ứng
Thùng lò phản ứng là một cấu trúc hình trụ làm bng thép lớn bao gm bên
trong là các bộ phn như hệ thống thanh nhiên liệu, hệ thống thanh điu khin ở trung
tâm thùng lò. Phía trên là các bộ phn ngưng tụ hơi đ tạo hơi nước và trực tiếp dùng
16

hơi nước đ quay turbine pht điện. Đ điu khin công suất của lò thì có các ống dẫn
thanh điu khin và cc thanh điu khin đặt ở phần dưới.

Hình 3.1. Cấu tạo thùng lò phản ứng BWR
Thùng lò trong một lò phản ứng được thiết kế đ có th chịu được áp lực, chứa
vùng hoạt và chất tải nhiệt, cấu tạo của thùng lò được mô tả trong hình 3.1. Trong thực
tế, thùng lò của BWR lớn hơn được che chắn khỏi thông lượng neutron tốt hơn. V vy,
mặc dù loại thùng lò này có chi phí chế tạo cao hơn do kích thước lớn nhưng n c ưu