Một số kiến thức cơ bản về chu trình nhiên liệu hạt nhân

[In trang]

Thứ hai, 10/07/2006 - 18:04

Nhiên liệu là chất khi cháy tạo ra nhiệt năng. Trong số những nhiên liệu phổ biến nhất được sử dụng trong đời sống cũng như trong công nghiệp phải kể đến củi, than, khí tự nhiên, dầu mỏ. Uran dùng trong nhà máy điện hạt nhân được gọi là nhiên liệu hạt nhân vì nó cũng toả ra nhiệt năng, tuy nhiên đó là do phản ứng phân hạch chứ không phải do cháy.

Nhiên liệu hạt nhân sau khi sử dụng có thể xử lý lại để lấy ra những chất có thể tạo ra năng lượng. Vì vậy có khái niệm chu trình nhiên liệu hạt nhân. Chu trình này gồm các bước sau:

Khai thác Uran tại mỏ;
Chế tạo thanh nhiên liệu ;
Sử dụng trong lò phản ứng;
Tái chế nhiên liệu lấy ra từ lò phản ứng;
Xử lý và chôn giữ chất thải hạt nhân.

Nếu tính theo khối lượng sử dụng thì nhiên liệu hạt nhân cung cấp năng lượng lớn hơn rất nhiều so với nhiên liệu hoá thạch (than đá, dầu mỏ, khí tự nhiên, v.v.). Dùng trong lò phản ứng nước dưới áp lực (PWR), 1kg uran cung cấp năng lượng gấp 10.000 lần so với 1kg than đá trong nhà máy nhiệt điện. Hơn nữa, thời gian lưu lại của nhiên liệu trong lò phản ứng cũng dài hơn nhiều, trong khi đó các nhiên liệu truyền thống cháy rất nhanh. Một điểm khác biệt nữa là uran sau khi khai thác phải qua nhiều công đoạn xử lý mới sử dụng được trong lò phản ứng.

Để đơn giản hoá vấn đề, chúng ta sẽ bàn về nhiên liệu hạt nhân dùng trong lò phản ứng nước dưới áp lực. Trong thực tế, nhà máy điện hạt nhân gồm một hoặc một số lò phản ứng PWR là loại hình nhà máy điện hạt nhân phổ biến nhất trên thế giới hiện nay.

Trước khi đưa vào lò phản ứng: Chuẩn bị nhiên liệu

a/ Tách uran ra từ quặng. Uran là kim loại tương đối phổ biến trên trái đất (cụ thể là nhiều hơn thuỷ ngân 50 lần). Cũng như phần lớn các kim loại khác, uran không tồn tại ở dạng đơn chất mà ở dạng hợp chất trong đất đá. Đá giầu uran gọi là quặng uran, ví dụ như uranit, techblen. Chu trình nhiên liệu hạt nhân bắt dầu bằng việc khai thác quặng uran trong mỏ lộ thiên hoặc mỏ hầm lò. Ôxtrâylia, Mỹ, Canađa, Nam Phi và Nga là những nước khai thác nhiều uran.

b/ Tuyển quặng và tinh chế uran. Hàm lượng uran trong quặng thường rất thấp. Ví dụ ở Pháp, mỗi tấn quặng chỉ chứa 1 đến 5 kg uran (hàm lượng 0,1 đến 0,5%). Vì vậy phải tuyển quặng, tức là tăng hàm lượng uran. Việc này thường được tiến hành ngay tại mỏ.

Trước tiên, người ta đập nhỏ và nghiền đá quặng, sau đó chiết xuất uran bằng phương pháp hoá học. Tinh quặng chế tạo ra có dạng bột nhão màu vàng gọi là bánh vàng (yellow cake). Tinh quặng chứa khoảng 75% oxit uran (UO₂), tức là một tấn chứa khoảng 750 kg oxit uran.

Bánh vàng chưa thể dùng ngay trong lò phản ứng hạt nhân. Trước hết, cần xử lý qua nhiều giai đoạn làm sạch để loại hết tạp chất. Khi đã đạt độ tinh khiết rất cao, oxit uran được chuyển hoá thành tetraflorua uran (UF₄). Mỗi phân từ UF₄ gồm bốn nguyên tử fluo và một nguyên tử uran.

c/ Làm giàu uran. Để có thể sử dụng cho lò phản ứng PWR, nhiên liệu phải có tỉ lệ uran 235 trong khoảng từ 3% đến 5%, vì chỉ có loại đồng vị này của uran mới có phản ứng phân hạch, giải phóng năng lượng. Thế nhưng trong 100 kg urani tự nhiên có tới 99,3 kg uran 238 và 0,7 kg uran 235, tức là chỉ có 0,7% uran phân hạch. Làm tăng tỉ lệ uran 235 trong uran tự nhiên được gọi là làm giầu.

Làm giầu là công việc rất khó khăn vì uran 235 và uran 238 là các đồng vị của cùng một nguyên tố nên rất giống nhau, hầu như có cùng tính chất hoá học. Tuy nhiên vẫn có thể phân biệt chúng nhờ vào sự khác nhau rất nhỏ về khối lượng. Thật ra, uran 235 nhẹ hơn chút ít so với uran 238.

Vì vậy hiện nay, việc làm giầu uran dựa vào sự khác nhau trong tính di động do có sự khác biệt rất nhỏ về khối lượng.

Trong tất cả các phương pháp làm giầu được nghiên cứu cho đến nay, có hai phương pháp đã được phát triển đến quy mô công nghiệp, đó là khuếch tán khí và siêu ly tâm. Một phương pháp thứ ba đang được nghiên cứu, đó là phân ly đồng vị bằng laser.

d/ Các phương pháp làm giàu

Khuếch tán khí. Trước khi làm giàu bằng phương pháp này, tetraflorua uran thu được sau công đoạn tuyển quặng và tinh chế được biến đổi thành hexaflorua uran (UF₆) là chất có thể dễ dàng chuyển sang thể khí (bắt đầu từ nhiệt độ 56ْC), bởi vì việc làm giàu chỉ có thể thực hiện dễ dàng ở pha khí.

Theo phương pháp khuếch tán khí, người ta cho UF₆ ở thể khí đi qua một loạt các màng ngăn (membrane) là những vách (wall) đục lỗ rất nhỏ. Các phân tử hexaflorua uran 235 nhẹ hơn các phân tử hexaflorua uran 238 nên đi qua các hàng rào này nhanh hơn, nên uran dần dần được làm giàu. Tuy nhiên do khối lượng riêng của hai đồng vị rất gần nhau nên sự di chuyển chậm của uran 238 so với uran 235 cũng rất ít. Do đó, trong nhà máy làm giàu uran (ví dụ nhà máy Eurodif ở Tricastin, Pháp, cung cấp hơn một phần ba sản lượng thế giới về uran giàu), thao tác phải lặp đi lặp lại 1400 lần để sản xuất ra uran có hàm lượng uran 235 cần thiết có thể dùng trong các nhà máy địên hạt nhân thông thường.

Siêu ly tâm. Đây là phương pháp khác để làm giàu uran được sử dụng trên quy mô nhỏ hơn, do tập đoàn châu Âu URENCO (Đức, Hà Lan, Anh) thực hiện. Người ta dùng máy ly tâm quay với tốc độ rất nhanh. Hexaflorua uran 238 nặng hơn nên bị đẩy dần ra ngoài biên, còn hexaflorua uran 235 được giữ lại phía bên trong. Sự khác biệt mặc dù rất nhỏ về khối lượng giữa hai phân tử cho phép nâng dần hàm lượng uran 235. Muốn đạt được hàm lượng uran 235 đủ cao thì phải qua nhiều giai đoạn nối tiếp nhau.
Làm giàu bằng laser. Khác với hai kỹ thuật làm giàu trình bày ở trên, phương pháp SILVA (Phân ly đồng vị bằng cách chiếu tia laser vào hơi nguyên tử uran) hiện còn chưa được sử dụng trong công nghiệp. Phương pháp này ra đời là nhờ một công trình nghiên cứu của Uỷ hội năng lượng nguyên tử Pháp (Commissariat à I'Énergie Atomique CEA), công trình này vừa đạt đến giai đoạn tiền công nghiệp. Phương pháp này cho phép phân ly nguyên tử uran 235 chỉ qua một giai đoạn.

Nguyên lý phân ly đồng vị bằng tia laser là lấy đi một electron của uran 235 bằng cách sử dụng năng lượng của chùm tia laser, không ảnh hưởng đến uran 238. Tia laser có bước sóng được lựa chọn một cách chính xác, cung cấp năng lượng cần thiết để bức electron khỏi nguyên tử uran 235, chứ không phải nguyên tử uran 238. Sau khi bị ion hoá (mang một điện tích dương), uran 235 được tách ra khỏi hơi uran nhờ một địên trường và được thu về phía cực âm trên bộ góp.

Trong lò phản ứng: Tiêu thụ nhiên liệu

a/ Bó thanh nhiên liệu. Sau khi được làm giàu, hexaflorua uran được biến đổi thành oxit uran, ở dạng bột màu đen. Bột này được ép rồi thiêu kết trong lò, để cho ra những khối trụ tròn nhỏ, chiều dài khoảng 1cm, kích thước cỡ mẩu phấn nhỏ, gọi là viên. Mỗi viên có khối lượng khoảng 7g, có thể cung cấp năng lượng tương đương với một tấn than đá.

Các viên này được xếp vào trong ống kim loại dài khoảng 4 m, bằng hợp kim zirconi. Những ống này dùng làm vỏ bọc, hai đầu bịt kín, tạo thành các thanh nhiên liệu (fuel rod). Để nạp nhiên liệu cho nhà máy điện hạt nhân, cần chế tạo hơn 40.000 thanh nhiên liệu, kết lại thành những bó tiết diện hình vuông, gọi là bó thanh nhiên liệu . Mỗi bó chứa khoảng 264 thanh. Để nạp nhiên liệu cho một lò phản ứng hạt nhân công suất 900 MW, cần tới 157 bó thanh nhiên liệu chứa tổng cộng là 11 triệu viên.

b/ Tiêu thụ urani 235. Các bó thanh nhiên liệu được sắp xếp theo dạng hình học chính xác, tạo thành tâm của lò phản ứng. Các thanh sẽ nằm trong đó trong từ 3 đến 4 năm. Trong thời gian đó, urani 235 phân hạch sẽ cung cấp nhiệt năng cần thiết để sản xuất ra hơi nước, từ đó sản xuất ra điện năng. Uran 235 là chất phân hạch, nghĩa là sau khi hấp thụ một nơtron, hạt nhân của nó bị vỡ (phân hạch) ra thành các sản phẩm phân hạch và giải phóng năng lượng. Trong khi đó, uran 238 chiếm tới 97% khối lượng của uran giàu lại không vỡ ra khi hấp thụ nơtron. Tuy nhiên, một số nguyên tử uran 238 lại bắt giữ một nơtron và trở thành plutoni 238, cũng là chất phân hạch như uran 235. Một phần plutoni 239 có thể cung cấp năng lượng bằng phản ứng phân hạch hạt nhân; một phần nhỏ biến đổi thành các đồng vị khác của plutoni do bắt giữ nơtron.

Theo thời gian, nhiên liệu hạt nhân bị biến đổi, làm giảm tính năng của nó. Sau một thời gian nào đó, phải rút nhiên liệu ra khỏi là phản ứng mặc dù nó còn chứa một lượng lớn vật liệu cung cấp năng lượng có thể thu hồi được là uran và plutoni. Nhiên liệu đã qua sử dụng có hoạt tính phóng xạ rất cao do sự có mặt của các sản phẩm phân hạch. Bức xạ do các nguyên tử phóng xạ phát ra toả ra rất nhiều nhiệt năng. Sau khi sử dụng, nhiên liệu đã cháy được cất giữ trong bể làm mát ở gần lò phản ứng trong 3 năm để giảm hoạt tính phóng xạ.

Sau khi đưa ra khỏi là phản ứng: Tái chế nhiên liệu

Việc tái chế (reprocessing) nhằm mục đích :

Thu hồi plutoni và uran còn sử dụng được để sản xuất điện năng. Thực chất dây là việc tái chế các vật liệu cung cấp năng lượng chứa trong nhiên liệu đã qua sử dụng ;
Phân loại các chất thải phóng xạ không thu hồi được.

Không phải tất cả các nước đều chọn phương án tái chế, ví dụ như Thuỵ Điển, Mỹ. Ở những nước này, nhiên liệu đã qua sử dụng được coi như chất thải và được cất giữ ngay sau khi rút ra khỏi lò phản ứng. Những chọn phương án xây dựng nhà máy tái chế là Pháp, Anh, Nga và Nhật. Các nước khác như Đức, Thuỵ Sĩ và Bỉ tái chế ở nước khác (nhất là ở Pháp).

Tại nhà máy tái chế, các bó thanh nhiên liệu đã qua sử dụng được đặt trong bể nước một lần nữa. Sau đó chúng được cắt ra thành đoạn nhỏ và đưa vào một dung dịch hoá học hoà tan nhiên liệu, nhưng vẫn giữ nguyên các mảnh kim loại (vỏ bọc, v.v.). Những mảnh này được chôn giữ như chất thải hạt nhân.

Một loạt phép xử lý hoá học tiếp theo đối với nhiên liệu trong dung dịch cho phép tách plutoni và urani ra khỏi các sản phẩm phân hạch. Những sản phẩm này được trộn vào thuỷ tinh đặc biệt (thuỷ tinh hoá) và cất giữ như chất thải hạt nhân. Uran và plutoni chiếm khoảng 97% toàn bộ khối lượng sẽ được tách ra và cất giữ riêng.

Tái chế nhiên liệu. Đã có nhiều chương trình nghiên cứu sử dụng plutoni thu được khi tái chế, đặc biệt là ở CEA. Nhiên liệu mới chứa hỗn hợp oxit uran và oxit plutoni, mang tên MOX (mixed oxydes) đã được sử dụng trong một số lò phản ứng của Công ty Điện lực Pháp (EDF).

Uran thu hồi trong quá trình tái chế còn giàu hơn uran thiên nhiên (khoảng 1% uran 235). Làm giàu lần nữa, nâng hàm lượng uran 235 lên 3%, để có thể sử dụng như nhiên liệu hạt nhân thông thường.

Chất thải hạt nhân

Mọi hoạt động của con người đều tạo ra chất thải. Sự gia tăng dân số và phát triển công nghiệp đều kéo theo sự gia tăng khối lượng chất thải cần phải xử lý, tàng trữ, tái chế hoặc chôn giữ khi không thể tái chế được.

Công nghiệp hạt nhân cũng không ra ngoài qui luật đó. Tuy nhiên chất thải hạt nhân chỉ chiếm một phần rất nhỏ trong tổng số chất thải mà xã hội tạo ra. Ví dụ hàng năm lượng chất thải sinh hoạt và công nghiệp ở Pháp tính theo đầu người là 3.000 kg (trong đó 100kg là chất thải độc hại), còn chất thải hạt nhân chỉ có chừng 1kg. Trong 1kg đó chỉ có 5g là chất thải có hoạt tính phóng xạ cao. Tuy nhiên không thể chỉ xét về mặt lượng vì tính độc hại có ý nghĩa rất quan trọng. Vì vậy đã có nhiều công trình nghiên cứu vấn đề xử lý và chôn giữ loại chất thải đặc biệt này.

Chất thải hạt nhân được tạo ra trong tất cả các giai đoạn của chu trình nhiên liệu hạt nhân: khai thác mỏ, làm giàu uran, chế tạo bó thanh nhiên liệu, vận hành lò phản ứng, tái chế. Chúng cũng được tạo ra khi tháo dỡ các cơ sở hạt nhân. Ngoài ra còn phải kể đến chất thải phóng xạ từ các trung tâm nghiên cứu (ví dụ như CEA) cũng như các ngành công nghiệp, các bệnh viện sử dụng các nguyên tố phóng xạ.

Có nhiều loại chất thải phóng xạ. Chúng được phân loại để chôn giữ theo hai tiêu chuẩn :

Mức độ phóng xạ, tức là cường độ phóng xạ, quyết định việc lựa chọn các biện pháp để bảo vệ phóng xạ;
Chu kỳ phóng xạ, cho phép xác định thời gian có thể gây nguy hiểm.

Vì vậy người ta phân chia ra thành:

Chất thải ngắn ngày, hoạt độ phóng xạ thấp và trung bình. Loại này chiếm 90% khối lượng chất thải tạo ra ở Pháp. Chu kỳ phóng xạ của chúng không quá 30 năm, nghĩa là sau khoảng 300 năm (10 chu kỳ), chất thải hầu như đã mất hết toàn bộ hoạt tính. Các chất thải này được nạp đầy trong các thùng thép hay bê tông và cất giữ tại các trung tâm cất giữ trên mặt đất. Ở Pháp hiện nay có hai trung tâm, thuộc quyền quản lý của Cơ quan quốc gia quản lý chất thải phóng xạ (ANDRA).
Chất thải dài ngày và/hoặc có hoạt độ phóng xạ cao (10% khối lượng toàn bộ). Quá trình suy giảm phóng xạ của chúng kéo dài hàng nghìn, thậm chí hàng trăm nghìn năm. Chúng được nấu trong nhựa đường hoặc thuỷ tinh. Ở Pháp, một đạo luật thông qua năm 1991 đã quy định cách xử lý. Một trong những lựa chọn được xét đến là chôn giữ chúng trong các tầng địa chất sâu trong lòng đất. Phương hướng này được nghiên cứu trong hai phòng thí nghiệm ngầm dưới đất. Các phương án lựa chọn khác là biến đổi chúng thành chất thải phóng xạ ngắn ngày bằng cách phá vỡ các hạt nhân thành những hạt nhân nhỏ hơn (biến đổi phóng xạ), và tàng trữ, cất giữ lâu dài trên mặt đất. Trong khi chờ đợi quyết định cuối cùng, các chất thải này ở Pháp được cất giữ tạm thời trên mặt đất tại La Hague và Marcoule.

(Nguồn: KHCNĐ)